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Studio preliminare di fattibilità di un sistema di simulazione

1. L approccio LES Large Eddy Simulation richiede uno sforzo computazionale ancora maggiore rispetto all URANS ma permette di rilevare le fluttuazioni di temperatura e di momento fornendo quindi dei risultati pi accurati tanto da essere usati come punto riferimento per la valutazione dei codici precedenti La simulazione numerica diretta DNS Direct Numerical Simulation ha un elevato costo computazionale tanto da non poter essere utilizzata nella maggior parte dei casi pratici In questo caso per la simulazione coglie tutti gli aspetti fisici del problema ed pertanto usata unitamente ai dati sperimentali come banco di prova per gli altri approcci computazionali Nel recente passato diversi team hanno valutato vari approcci di modellazione per simulare le strutture di flusso e del trasporto di calore nei metalli liquidi Questi rivelano sia le capacit e le limitazioni degli attuali codici CFD ed in effetti sono stati fatti del significativi sforzi per estendere le capacit di calcolo di codici gi esistenti ai reattori a metallo liquido ed in particolare a quelli refrigerati con il piombo e le sue leghe Diversi accordi internazionali sono stati intrapresi per la verifica e la validazione dei suddetti codici a fronte delle modifiche introdotte e di conseguenza dato grande spazio ai programmi di sperimentazione con la realizzazione diversi impianti pilota per l acquisizione di dati e la messa a punto di nuove e specifiche correlazioni
2. In questo senso sono stati individuati e proposti alcuni benchmark specifici per saggiare la capacit di simulazione di codici termoidraulici storicamente consolidati ed universalmente utilizzati nella analisi di sicurezza degli impianti nucleari ad esempio CATHARE RELAP 5 Una descrizione puntuale dei codici termoidraulici riportata nel Capitolo 4 2 4 Materiali strutturali e fabbricazione I materiali per gli LFR devono soddisfare tre criteri 1 Adeguate propriet meccaniche resistenza duttilit e durezza su tutti 1 range operativi di temperature sollecitazioni e irraggiamento ricevuto 2 Adeguata stabilit dimensionale resistenza al void swelling e crepe da stress termici ed irradiazioni su tutti i range operativi di temperature sollecitazioni e dosi Un esempio di tali collaborazioni internazionali dato dall accordo di cooperazione italo francese tra ENEA e CEA per la modifica di CATHARE Code for Analysis of THermalhydraulics during an Accident of Reactor and safety Evaluation un codice termo idraulico per l analisi di sicurezza degli impianti nucleari di potenza Il software il risultato di quasi tre decenni di cooperazione tra i tecnici del CEA il gruppo elettrico francese EDF AREVA e il IRSN cfr bibliografia Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L 3 Adeguata resistenza all infragilimento corrosione e corrosione sotto stress in tutte le c
3. LP2 042 a Som O Time Figura 7 Andamento Reattivita nocciolo Adiabatico Per quanto riguarda le caratteristiche di dinamica neutronica in Tabella 3 vengono riportati 1 dati relativi al nocciolo di ALFRED ad inizio e fine del ciclo Il coefficiente Doppler cos come i coefficienti di espansione termica sono negativi in quanto un incremento di temperature del combustibile e dei materiali strutturali causa un aumento di catture in zona di risonanza dell Uranio Plutonio ed un aumento delle fughe neutroniche dal nocciolo Il coefficiente di densit del Piombo invece positivo pertanto una diminuzione della densit causa un indurimento dello spettro una diminuzione degli assorbimenti neutronici del Piombo un aumento delle fughe e un cambio nel self shielding Il bilancio di tutti questi componenti positivo pertanto si verifica un inserzione di reattivit generante un aumento di potenza La vita media dei neutroni nel nocciolo estremamente ridotta rispetto ai reattori a spettro termico a causa dell alta energia velocit dei neutroni stessi La frazione dei neutroni ritardati anche a causa dell alta concentrazione di Plutonio anch essa estremamente bassa Questi due ultimi parametri hanno evidentemente un impatto sui tempi di risposta della strumentazione e dei sistemi di controllo e protezione Tabella 3 Coefficienti di reattivit e parametri di dinamica neutronica per ALFRED Coeffi
4. PC LINUX Il codice viene applicato per studi sui reattori innovativi della IV generazione e ADS La complessit e la puntualit spaziale con cui il codice affronta le varie tematiche sembra non consentire la trattazione dei transitori operazionali e incidentali LOCA dei reattori che sono uno dei campi di applicazione dei simulatori di ingegneria Pertanto ERANOS e usabile in un Simulatore Ingegneristico solo per approfonditi studi di Progettazione Nell analisi delle relazioni tra neutronica e impianto sara necessario usare modelli fast running per le altre aree di processo Nelle analisi complessive di sistema e negli studi focalizzati su altre aree di processo sara opportuno usare modelli di neutronica piu semplici e veloci 4 1 2 Altri codici di neutronica Altri codici di neutronica quali SIMULATE 3R REMARK TM SAPHIR ed HELIOS 2 non sono stati presi in considerazione in quanto non essendo codici a 4 o pi gruppi neutronici non possono essere impiegati per l analisi di un reattore veloce E auspicabile comunque che una revisione profonda di tali codici renda possibile il loro utilizzo anche per gli LFR E inoltre da valutare il software FRENETIC recentemente sviluppato presso il Politecnico di Torino ed oggetto di un rapporto nel presente PAR2012 vedi LP2 013 4 2 codici avanzati di termoidraulica di sistema RELAP5 3D CATHARE 4 2 1 RELAP5 3D Lo sviluppo di impianti nucleari di potenza della HI
5. Repository di conoscenze impiantistiche finalizzato all obiettivo pi ampio del Knowledge Management Il Simulatore di Ingegneria potr poi successivamente essere utilizzato per la realizzazione del Simulatore di Addestramento necessario attorno ai 5 anni prima dell avvio dell impianto ma anche per realizzare dei veri e propri Decision Support Systems da utilizzare nel corso della vita operativa dell impianto ad es per prendere decisioni complesse in caso di incidenti o malfunzionamenti davanti ai quali le Procedure di Impianto risultassero inadeguate o dubbie Il primo step di questa classica catena di strumenti simulativi di un impianto nucleare la Piattaforma di Simulazione Ingegneristica PSI un oggetto con un hardware semplificato ed un sistema software sufficientemente sofisticato e completo da consentire le macro funzionalit sopra accennate con un buon livello di confidenza e credibilit Nel Capitolo 2 del report sono brevemente descritti alcuni rilevanti esempi di reattori basati sull uso del Piombo quale refrigerante Tale sezione rappresenta una base informativa impiantistica necessaria per poi sviscerare le problematiche applicative e modellistiche Cap 3 e 4 Fatto ci il lavoro pu infine concentrarsi sulla individuazione di possibili scelte codicistiche e la definizione di una prima plausibile Architettura di Riferimento per la PST Il lavoro svolto non ha tenuto conto solamente delle caratter
6. possibilit di considerare le inversioni verticali di temperatura e 1 cambiamenti di direzione e di intensit del vento con la quota passaggio dinamico e coerente tra le situazioni stabili notturne e quelle convettive tipiche del periodo diurno e viceversa ricircolo dell inquinante nel dominio di calcolo a seguito di inversione nella direzione del vento Il dominio di calcolo su cui si eseguiranno le simulazioni riguarder un area di raggio 30 km nei dintorni dell impianto con risoluzione dell ordine di 100 200 m per la definizione dei campi di vento e di turbolenza saranno utilizzati modelli 3D prognostici in grado di assimilare misure locali e campi meteorologici a pi ampia scala ottenuti dalle previsioni sinottiche a scala globale fornite dai Servizi Meteorologici determinante in questo caso sono le operazioni di nesting a griglia innestate per risolvere nel dettaglio le caratteristiche topografiche ed orografiche del territorio in esame Anche per queste discese di scala con il modello meteorologico utile l uso di un calcolatore parallelo per avere 1 campi ad alta risoluzione in tempi brevi I campi meteorologici 3D sono il dominio in cui agisce il modello a particelle per simulare la dispersione degli inquinanti rilasciati dall impianto 1 termini di sorgente sono ottenuti dalla simulazione a microscala descritta in precedenza in questo modo si terr conto delle interazioni con gli ostacoli che potranno deter
7. 042 L EN N Ricerca Sistema Elettrico SSTAR 20MWe Conceptual design 2006 2012 Viability R amp D First of a kind small LFR 2018 2025 lt r TPP 10 100MWe R amp D engine 2012 2020 ae ed 2020 2030 ar SE N A ve yy o _ SmallscaleLFERs ready Ba forcommercialization ELSY 600MWe Conceptual design 2006 2012 Prototype of a gt central station LFR Advanced R amp D a Central station LFRs ready for commercialization rt zia LFR availability Figura 1 Programma di ricerca per reattori al piombo LFR SRP Recentemente nel 2010 la sottoscrizione di un Memorandum di Intesa MoU con il Giappone ha portato ad una riorganizzazione del Comitato originario Nel 2011 al MoU si aggiunta anche la Federazione Russa Sigla di identificazione ENSA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 2 Caratteristiche dei reattori al piombo descrizione di massima di un reattore al piombo e problematiche connesse 2 1 Lo sviluppo dei primi reattori refrigerati al Piombo LFR I requisiti per la progettazione degli LFR derivano dalle conoscenze ingegneristiche acquisite dall esperienza maturata nel campo dei reattori veloci raffreddati a Sodio dalla tecnologia legata all impiego di miscele piombo bismuto LBE negli impianti propulsivi dei sottomarini militari russi e dalle attivit sperimentali condotte in numerosi centri internazionali di
8. A Upper level of Pb Lower level 011750 f FR i H 7475 SG imet Po level Figura 8 Sezione verticale Reattore BREST SVBR 75 Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Il SVBR 75 stato progettato come unit compatta modulare da installarsi nei compartimenti per generatori di vapore dei reattori VVER 440 Le caratteristiche principali sono reattore di tipo a piscina sistema a due loop per la rimozione del calore di decadimento DHR mediante circolazione naturale vessel di protezione sottoelementi di combustibile senza involucro produzione di vapore saturo dai GV pompe principali di circolazione con motore a bassa velocit tenute a gas e potenza inferiore a 500 kW possibilit di riparare e o sostituire tutti 1 componenti interni del reattore ricarica completa dell intero nocciolo in una sola fermata possibilit di bruciamento policombustibile UO2 MOX con MA combustibile a nitruri con lo stesso progetto di reattore I principali parametri dell impianto sono potenza termica nominale 280 MWt Produzione di vapore 580 t h Pressione di vapore saturo 9 5 MPa Temperatura dell acqua di alimento 240 9 C Portata primaria del fluido di raffreddamento 11760 kg s Temperature di ingresso uscita del refrigerante primario 320 482 C Dimensioni diametro altezza del nocciolo 1 645 0 9 m Numero delle barre di combustibile 1211
9. Ottobre 1963 Il reattore VT 1 classificabile come reattore intermedio cio con spettro neutronico tra 1 0 025 e 1 1000 eV utilizzava come refrigerante una miscela eutettica Piombo Bismuto metallo liquido La potenza sviluppata da ciascuno dei reattori installati a bordo del K 27 era di 73 MWt con due turbine da 17 500 Hp ciascuna In tal modo il K 27 era in grado di raggiungere la velocit 1 30 2 nodi in immersione 14 7 in superficie Nonostante 1 reattori VT 1 presentassero diversi problemi sin dai primi test di criticit le sperimentazioni sul K 27 vennero condotte per circa 5 anni Durante una prova in mare il 24 maggio 1968 in uno dei reattori a bordo si manifest una repentina ed inattesa perdita di potenza Gas radioattivi vennero rilasciati in sala macchine con conseguente innalzamento del livello di radiazioni nella nave di circa 1 5 grays h Nel vano tentativo di riparare 1 danni in navigazione nove membri dell equipaggio persero la vita a causa delle radiazioni assorbite Si verific poi che la radioattivit fu dovuta principalmente a radiazione gamma e neutroni termici con aggiunta di radiazione alfa e beta generata dal rilascio nel compartimento reattore di Radon e di altri isotopi gassosi di Iodio Cesio Xeno e Krypto Inoltre circa un quinto del nocciolo rimase insufficientemente refrigerato con conseguenti rotture nelle guaine del combustibile e rilascio di prodotti di fissione nel refrigerante primario Messo in di
10. diretta conseguenza della duplice caratteristica di una grande facilit e semplicit d uso da una parte e di una notevole accuratezza e precisione dall altra In funzione del tipo di dimostrazione e del relativo oggetto simulativo cambiano in genere anche 1 prerequisiti sulla performance dei vari componenti software e hardware dimostrazioni aventi target prevalentemente tecnico scientifici quali quelli di supporto alla progettazione richiederanno sufficienti prestazioni ai modelli di processo fondamentali neutronica del reattore termoidraulica mentre dimostrazioni aventi carattere pi comunicazionale e divulgativo richiederanno una buona performance agli elementi hardware e software che facilitano la trasmissione e la corretta percezione del messaggio velocit di esecuzione che consenta la real time simulation interfaccia uomo macchina sufficientemente semplice chiari e non eccessivamente complessi sistemi di visualizzazione dei risultati simulati 3 3 3 Simulatori educational Dato il rinnovato interesse a livello mondiale nella tecnologia nucleare si registrata una crescente domanda di professionisti qualificati nel settore nucleare che a sua volta ha portato alla creazione di nuovi programmi di formazione ed aggiornamento in campo scientifico e tecnologico Naturalmente l accresciuto numero di iscrizioni nei corsi universitari di laurea in discipline nucleari ha contribuito ad una maggiore richiesta di docenti qua
11. e isolatori sismici bidimensionali e appositi ancoraggi per il vessel e accorgimenti progettuali specifici ad es progetto EU FP7 SILER andranno previsti degli appositi sistemi per l ispezione in esercizio delle strutture di supporto del nocciolo e si potranno adottare sistemi simili a quelli impiegati per altri HLMR Heavy Liquid Metal reactor ma a pi alta temperatura e tuttii componenti dovranno essere sostituibili la movimentazione per il caricamento scaricamento del combustibile dovr essere remotizzata con un appropriato sistema di raffreddamento eventuali incidenti di SGTR interesseranno direttamente il circuito primario ma e non avranno effetto sul nocciolo e occorrer installare dei dischi di rottura che limitino il valore massimo della pressione eventuali arresti del flusso di refrigerante primario richiederanno accorgimenti atti a mitigare le possibili conseguenze sul nocciolo come ad esempio e elementi di combustibile Fuel Assembly a struttura esagonale e monitoraggio continuo della temperatura di uscita dal nocciolo e il blocco imprevisto del flusso di refrigerante potr causare danni alle camicie in un massimo di 7 elementi di combustibile 2 2 Neutronica Lo spettro neutronico di un reattore refrigerato al piombo uno spettro veloce Infatti come si evince dalla Tabella 1 a causa dello scarso potere moderante di tale elemento la perdita di energia per scattering tra neutroni
12. 2 Laltu Chandra Ferry Roelofs Michiel Houkema Bouke Jonker A stepwise development and validation of a RANS based CFD modelling approach for the hydraulic and thermal hydraulic analyses of liquid metal flow in a fuel assembly 3 Chang D Tavoularis S 2007 Numerical simulation of turbulent flow in a 37 rod bundle Nuclear Engineering and Design 237 575 590 4 Chang D Tavoularis S 2008 Simulations of turbulence heat transfer and mixing across narrow gaps between rod bundle subchannels Nuclear Engineering and Design 238 109 123 5 Cheng X Tak N I 2006 CFD analysis of thermal hydraulic behaviour of heavy liquid metals in sub channels Nuclear Engineering and Design 236 1874 1885 6 Cheng X Kuang B Yang Y H 2007 Numerical analysis of heat transfer in supercritical water cooled flow channels Nuclear Engineering and Design 237 240 252 7 Baglietto E 2007 RANSandURANSSimulations forAccurate FlowPredictions Inside Fuel Rod Bundles ICAPP 07 Paper 7310 Nice France 8 Merzari E Ninokata H Baglietto E 2008 Numerical simulation of flows in tight lattice fuel bundles Nuclear Engineering and Design 238 1703 1719 9 Popov M Tzanos C P Mendonc a F 2008 Large Eddy simulation of turbulent flow in a rod cluster In ANS Annual Meeting 2008 Anaheim USA 10 Ikeno T Kajishima T 2007 Analysis of Dynamical Flow Structure in a Square Arrayed Rod Bundle NURETH12 Paper 86 Pittsbur
13. componenti a pi bassa temperatura negli LFR Per 1 componenti dove la resistenza allo swelling importante 1 principali candidati nelle versioni a basse temperature degli LFR sono gli acciai ferritici martensitici Il programma statunitense di sviluppo di cladding e condotti per 1 reattori veloci ha creato un esteso database delle propriet meccaniche e della stabilit dimensionale sotto irradiazione per HT9 un acciaio 12 Cr con un adeguata resistenza allo swelling fino a dosi di circa 200 dpa a temperature di circa 600 C Per usare L HT9 in un LFR sarebbero necessarie alcune ulteriori ricerche che comprendono la verifica della possibilit di controllare la corrosione in leghe di piombo il controllo di un adeguata resistenza alle interazioni chimiche combustibile cladding nei combustibili contenenti attinidi minori stabilire le propriet alle alte temperature nel caso di un ipotetico scenario incidentale ed assicurare l adeguata resistenza alla frattura alle basse temperature lt 400 C Inoltre c la necessit di verificare l uniformit della composizione e delle propriet termomeccaniche del materiale per il cladding lotto per lotto e di stabilire un controllo di qualit delle forniture di materiale e delle tecniche di saldature Attualmente non vi sono fornitori di H9 negli Stati Uniti Il T91 un acciaio 9 Cr ferritico martensitico dispone di una quantit significativa di dati di prova relativamente all irraggiamento e mostra
14. del flusso atmosferico e seguire le variazioni spazio temporali dei parametri dispersivi I modelli Lagrangiani a particelle e quelli Euleriani a griglia sono gli strumenti pi avanzati disponibili e possono oggi essere proposti per sistemi di controllo in considerazione di Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L miglior conoscenza dei meccanismi dispersivi operanti in atmosfera in particolare nei primi 1 000 metri a contatto con il suolo il cosiddetto Planetary Boundary Layer campagne sperimentali intensive con misure di traccianti hanno consentito l esplorazione delle incertezze presenti nei modelli e la messa a punto delle parametrizzazioni della turbolenza che consentono performance migliori al modelli numerici utilizzo di calcolatori pi veloci e potenti consentono di discretizzare il dominio di calcolo in un numero di elementi pi elevato fornendo ai modelli una miglior descrizione della realt sia in termini statici caratteristiche degli edifici dell orografia e del tipo di suolo che dinamici individuazione di aree di ristagno accelerazione descrizione dell evoluzione di fenomeni discontinui quali le brezze o l alternarsi dei diversi regimi di turbolenza legati al ciclo giorno notte disponibilit di dati meteorologici su vasta scala 1 Servizi Meteorologici possono fornire campi tridimensionali di vento temperatura umidit e p
15. elementari ognuno legato alla corretta temperatura di riferimento 2 6 2 Il concetto di reattore adiabatico e gli aspetti di security negli LFR Un aspetto importante nello sviluppo di nuovi progetti per reattori nucleari riguarda l ottimizzazione e la gestione sostenibile del combustibile nucleare in un possibile scenario internazionale Di fatto i reattori nucleari di nuova generazione dovrebbero non solo contribuire a risolvere 11 problema energetico legato alla domanda di energia in continua crescita ed al progressivo esaurimento dei combustibili fossili ma anche a salvaguardare l ambiente evitando la produzione di scorie a lunga vita che necessitino di depositi geologicamente stabili In tal senso tra le tipologie possibili GEN IV gli LFR sono considerati tra 1 migliori Pensando appunto alla sostenibilit dell energia nucleare stato sviluppato il concetto di equilibrio nucleare stazionario poi generalizzato nella definizione dello stato di equilibrio esteso consistente nel mantenimento di una composizione isotopica costante del combustibile durante le varie fasi di irraggiamento in pila raffreddamento ritrattamento e fabbricazione escludendo l Uranio La Figura 19 illustra complessivamente il concetto Alternatively Depleted Uranium Adiabatic reactor Fuel cooling interim storage Homogeneous reprocessing Actinides vs all the rest Geological repository Int
16. minore capacit di rimozione del calore 8 bassa velocit di flusso refrigerante attraverso il nocciolo 9 canali di refrigerante piuttosto larghi ovvero alta frazione di volume del refrigerante 10 basso effetto moderatore 11 basso effetto di assorbimento neutronico 12 coefficiente di reattivit dei vuoti positivo del valore di diversi Poich moderazione e assorbimento sono propriet fisiche la principale strategia utile di progetto per ridurre il coefficiente globale di vuoti in un LFR consiste nella diminuzione dell altezza attiva del nocciolo in modo da A infittire le barre di combustibile e quindi ridurre la frazione di volume del refrigerante B ridurre il buckling assiale e quindi aumentare la dispersione durante lo svuotamento Tale strategia pu consentire una riduzione significativa di un fattore da 2 a 3 del coefficiente di vuoti Occorre comunque valutare se per un LFR abbia senso parlare di completo svuotamento del liquido di raffreddamento della sola regione attiva Al riguardo si pu osservare quanto segue come gi riferito l ebollizione del refrigerante pu essere fisicamente esclusa in un LFR in quanto il punto di ebollizione del Piombo al di sopra del punto di fusione dell acciaio lo svuotamento della zona attiva pu essere ipotizzato in caso di rottura di tutte le barre di combustibile rilasciando tutti 1 prodotti gassosi di fissione GFP per formare una bolla estesa a tutto il
17. quali la progettazione analisi di sicurezza verifica e validazione addestramento e certificazione di operatori licensing degli impianti Un tipico display grafico di uno dei simulatori educational dell IAEA illustrato in Figura 26 Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L ib BWR Plant Overview O x ie 2 ge _ iDivw P LOCA Turbine Runback a Ee Fwd sta KOLETA EI 0604 i Ban J i HEAD all Resolution Max out Din In 4 Reactor Reactor Generator Reactor Core ROTA Lv E Neutron Pwr Thermal Pwr Outpui Pressure omens Flow ikas BOP STM EA PW Flow EA IC Hel Reactor Trip Turbine Trip I _ 3A Fuel Temp SS Figura 26 Sinottico di un simulatore educational IAEA sviluppato da Cassiopeia Technologies Inc Sigla di identificazione ENSA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 4 Codici per lo sviluppo di una piattaforma di simulazione 4 1 codici di neutronica Il paragrafo si suddivide in due parti dove vengono citati i principali codici di rilevanza scientifica in uso nel mondo e adottati nella progettazione di nocciolo e o nella realizzazione di simulatori di impianti nucleari I codici in oggetto sono specifici per la neutronica del nocciolo e di cella e per la termoidraulica di impianto o di sistema Il codice di neutronica che viene presentato come primo riferimento v
18. 80 nell ambito di un contratto ENEA Westinghouse per un simulatore di impianto nucleare PWR da utilizzare per verifiche di funzionamento progetto assessment di requisiti di sicurezza e collaudo di nuovi sistemi di I amp C per il programma PWR PUN Progetto Unificato Nazionale Il simulatore ES 1000 era operato tramite una console principale dotata di due tastiere integrate e otto schermi CRT Cathode Ray Tube in cui venivano visualizzate graficamente tutte le informazioni allarmi e sistemi dell impianto k l E J ee ee ee e lo gt eee Figura 24 Console principale di comando del simulatore ingegneristico ES 1000 sviluppato da ENEA Westinghouse per l impianto PWR PUN Il progredire della tecnologia informatica ha inciso profondamente sulle attivit di sviluppo del software di simulazione e dell interfaccia uomo macchina In effetti per quanto attiene ai tools di sviluppo attualmente sono disponibili sofisticati strumenti commerciali in grado di facilitare la realizzazione di modelli di sistemi componenti di impianto e lo sviluppo di interfacce grafiche evolute I tools di sviluppo odierni del tutto automatizzati oltre ad agevolare il lavoro riducono fortemente il rischio di errori Va sottolineato comunque che questi tools sono in genere proprietari e non sempre disponibili a terzi Le interfacce uomo macchina delle sale controllo dei moderni impianti nucleari risentono direttamente dell evoluzione della comput
19. Addestramento necessario attorno ai 3 5 anni prima dell avvio dell impianto ma anche per realizzare dei veri e propri Decision Support Systems da utilizzare nel corso della vita operativa dell impianto ad es per prendere decisioni complesse in caso di incidenti o malfunzionamenti davanti ai quali le Procedure di Impianto risultassero inadeguate o dubbie Il primo passo di questa classica catena di strumenti simulativi di un impianto nucleare la Piattaforma di Simulazione Ingegneristica PSI un oggetto con un hardware semplificato e di costo molto limitato ed un sistema software sufficientemente sofisticato e completo da consentire le macro funzionalit sopra accennate con un buon livello di confidenza flessibilit facilit di uso e credibilit Nel Capitolo 2 del report sono stati sinteticamente descritti alcuni rilevanti esempi di reattori basati sull uso del Piombo quale refrigerante Tale sezione rappresenta una base informativa impiantistica necessaria al componenti del team di simulazione del Laboratorio UTFISST SIMING per poi sviscerare le problematiche applicative e modellistiche approfondite nelle sezioni 3 e 4 Il lavoro si infine concentrato sulla individuazione di possibili scelte codicistiche e nella definizione di una prima plausibile Architettura di Riferimento per la PSI Tale architettura generale descritta nel paragrafo 4 7 costituisce un primo tentativo di progettazione di massima di
20. Fu necessario sostituire l intero compartimento reattore nel 1982 il reattore dell unit K 316 venne distrutto a seguito dell accidentale spegnimento del sistema di riscaldamento del refrigerante primario nel 1985 il reattore dell unit K 473 alla vigilia della sua seconda crociera operativa ebbe un guasto che comport la fuoriuscita del metallo liquido dal circuito di raffreddamento primario che fin per raggiungere il quarto compartimento della nave 2 5 2 Recenti sviluppi in Russia BREST 300 SVBR 75 Gli anni 90 hanno visto crescere un rinnovato interesse in Russia per reattori nucleari veloci ad uso civile basati sull impiego di Piombo o Piombo Bismuto come refrigerante primario In quel periodo sono stati sviluppati il progetto BREST acronimo russo per reattore veloce raffreddato a Piombo ed il progetto SVBR acronimo russo per reattore veloce refrigerato a Piombo Bismuto Sigla di identificazione Distrib ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L BREST 300 BREST 300 concepito come reattore polivalente per la produzione di energia elettrica 11 bruciamento e la produzione di Plutonio la produzione di radioisotopi per uso industriale e medico e la trasmutazione di prodotti di fissione ed attinidi a lunga vita generati nell esercizio del reattore La modalit operativa principale di questo reattore la produzione di energia a potenza nominale pur essendo previsto anche 1il f
21. INR Istituto Rumeno per le Nuove Tecnologie Pitesti Romania Il progetto dovr per quanto possibile basarsi sull utilizzo di tecnologie commerciali per accelerare l iter realizzativo Anche le soluzioni relative agli aspetti di sicurezza dovranno essere particolarmente collaudate ed affidabili per snellire la procedura di licenziamento dell impianto In particolare per garantire 1 livelli di sicurezza attesi il sistema di rimozione del calore residuo DHR dovr essere basato sul concetto di sicurezza passiva con attuazione attiva ma operazione passiva ALFRED sostanzialmente concepito come un reattore a piscina della potenza termica di 300 MWt 125 MWe raffreddato con Piombo Nel normale esercizio il refrigerante posto in circolazione da otto pompe primarie ciascuna collocata all interno di un generatore di vapore L insieme degli otto generatori di vapore trova posto all interno del vessel in una configurazione radiale attorno al nocciolo In condizioni di emergenza il raffreddamento del nocciolo assicurata dalla circolazione naturale del Piombo Il nocciolo costituito da 171 elementi di combustibile a struttura esagonale Il controllo del reattore attuato tramite dodici barre di controllo e 4 di sicurezza inserite per galleggiamento dal basso nelle normali condizioni operative e da un sistema ad azionamento pneumatico dall alto in condizioni di emergenza La Figura 15 Figura 16 e Figura 17 illustrano alcuni comp
22. Pertanto 1 sensori per l ossigeno sono un importante componente nella tecnologia dei refrigeranti Le leghe russe pi avanzate sebbene simili ad alcune leghe occidentali non hanno delle controparti dirette I principali materiali di costruzione sono stati acciai austenitici simili all AISI 304 e 316 cos come un acciaio ferritico martensitico simile all HT9 ma le leghe russe hanno delle importanti modifiche Una differenza importante rappresentata dall aggiunta di silicio per migliorare la resistenza alla corrosione Negli ultimi cinque anni molti programmi internazionali hanno impiegato risorse verso il miglioramento della comprensione della corrosione nelle leghe eutettiche piombo bismuto Questi programmi hanno iniziato a fornire dati con qualche risultato sparpagliato Un sommario da parte di Zhang e Li fornisce un eccellente visione d insieme delle propriet dell LBE dei meccanismi di corrosione della mitigazione della corrosione incluso il controllo dell ossigeno e dei modelli di corrosione Zhang e Li riassumono la conoscenza sull LBE come segue 1 A tenori di ossigeno molto bassi sia gli acciai austenitici che gli acciai ferritici martensitici sono soggetti a dissoluzione anche a basse temperature 11 Da 300 C a 470 C con una sufficiente quantit di ossigeno sia sugli acciai austenitici che ferritici martensitici si pu formare uno strato di ossido protettivo 111 Per temperature al di sopra dei 550 C gli acc
23. Pi recentemente sorto un rinnovato interesse in Occidente per tale tecnologia sia per sistemi critici nonch per sistemi subcritici supportati da un acceleratore ADS Parallelamente l interesse nell ex Unione Sovietica principalmente in Russia si mantenuto forte andando ben oltre il limitato campo originale della propulsione sottomarina Nei paragrafi seguenti verranno descritte le principali fasi di sviluppo passato e presente degli LFR 2 5 1 Primi reattori al Piombo per applicazioni militari Come gi accennato le prime realizzazioni di reattori LMFR di cui si abbia notizia sono nel campo della propulsione navale della marina militare russa In particolare un primo programma di studio russo su reattori nucleari veloci fu avviato nel 1947 presso l istituto di Fisica ed Ingegneria di potenza IPPE Institute of Physics and Power Engineering di Obninsk sotto la supervisione di A Lejpunskij 1903 1972 Questi svilupper in quegli anni il progetto per un reattore nucleare al piombo denominato VT 1 Un reattore prototipo di questo tipo 27 VT da 70 MWth montato a terra presso l istituto IPPE raggiunse la prima criticit e successivamente la piena potenza nel 1959 Altri due prototipi sperimentali di questo reattore verranno poi impiegati per la prima volta nel sistema di propulsione del sottomarino innovativo per l epoca K 27 la cui unica unit della classe varata nell Aprile del 1962 entr in servizio nell
24. RAMS e SPRAY 4400000 SEA ed i Grid 2 Sicilia orientale Grid 1 5000000 4300000 48000004 4200000 4600000 4400000 7 7T00000 F 4200000 4000000 4000000 3800000 3900000 l l 800000 900000 1000000 1100000 1200000 1300000 3600000 4160000 3400000 RAMS 41500004 SPRAY L 0 400000 800000 1200000 1600000 2000000 4140000 L 4130000 L 4120000 L 4110000 L Grid 3 Golfo di Augusta 4100000 i i 1010000 1030000 1050000 1070000 Figura 43 Simulazioni condotte presso il CIPA 1 di 2 Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Google Earth File Modifica Visualizza Strumenti Aggiungi Guida Ricerca O Caz I SIEF i ii In volo Trova attivit commerciali Itinerari In volo ad es Napoli FA Luoghi Aggiungi contenuti Egwu 1 s02_45 O s02_46 OS s02_47 amp s02_48 OE so2_49 nox MV amp Nox_02 MM Nox_03 ME Nox_04 NOX_05 NOX_06 NOX_07 MM noxos NOX_09 MM amp Nox_10 Mg nox M amp Nox_12 KM amp NOx_13 Vg Nox_14 Mg NOx_15 MV Nox_16 M amp NOx_17 KM amp NOx_18 MISR noy 19 Image 2009 EuropeantSpace Imaging rae i _ Ole 2009 Tele Atlas GO gle z Image f2009 DigitalGlobe gt Livelli 37 10 17 48 N 15 11 32 97 E 42 m elev 51 09 km Alt Figura 44 Simulazioni condott
25. agenzie specializzate Tuttavia la visualizzazione di questi modelli rilevante solo nel contesto dei dati GIS reali che mostrano la posizione delle infrastrutture centri abitati e 1 terreni Makai Voyager unisce 1 risultati del modello con 1 dati GIS in modo tale da visualizzare le aree colpite con le maggiori informazioni possibili Makai pu visualizzare come cambia la chimica dell oceano l aumento del livello del mare gli tsunami gli uragani e le inondazioni e situazioni di pericolo anche nucleare AI seguente link sono elencati una serie di scenari in cui trova applicazione il software http voyager makai com Workspace_web php Al link seguente Makai Voyager viene utilizzato per visualizzare interattivamente un modello tsunami trans Pacifico http www youtube com watch v PKugI dHeKo amp feature player embedded Si evidenzia il caso dell inondazione causata dall evento tsunami che a seguito dell incidente di Fukushima trova universale interesse di studio Il software Makai Voyager permette di importare al suo interno gli edifici in 3D e gli oggetti interessati allo studio in modo tale che gli effetti dello tsunami o pi in generale dell inondazione possono essere modellati per comprenderne meglio l evoluzione sui manufatti e le facility d impianto AI link seguente si trova lo scenario uragano Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L http www youtu
26. barra equivalente in caduta libera nel vuoto Va per altro sottolineato che nella situazione reale l accelerazione molto pi alta di quanto qui ipotizzato per via della presenza nelle barre di controllo di B4C e di una zona vuota entrambe di densit largamente inferiore all acciaio e per effetto di trascinamento del Piombo in circolazione Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Pb immersed cooling buoyancy driven downward withdrawal moved from above spherical coupling guidance tube guiding roller allows the movement of the abss if the guide tube is deformed X inserted withdrawn control rod Figura 18 Barre di controllo di nocciolo di reattore refrigerato al Pb Alla luce di queste considerazioni risulta chiaro che le barre di controllo possono essere progettate per essere inserite nel nocciolo dal basso con la posizione estratta giusto al di sotto della regione attiva del nocciolo Ci implica comunque che in caso di espansione assiale del nocciolo spinto verso il basso dalla dilatazione del vessel interno e dalla struttura degli elementi di combustibile la dilatazione differenziale delle guide delle barre di controllo implica un inserimento parziale di queste nella regione attiva diversamente dall estrazione parziale tipica dei sistemi di controllo posizionati sopra il nocciolo assommando un ulteriore contributo di
27. codice e il Fortran Ansi 77 Il codice CATHARE nato originalmente per simulare soltanto 1 reattori ad acqua stato poi modificato nel tempo per trattare fluidi termovettori differenti dall acqua come i metalli liquidi pesanti sodio piombo piombo bismuto e 1 gas L ultima versione del codice il CATHARE V2 5_2 attualmente in grado di simulare anche 1 futuri reattori della IV generazione Sodium Cooled Fast Breeder Reactors Gas Cooled Reactors Supercritical Water Cooled Reactors Il codice CATHARE pu operare in coppia con il codice di neutronica SIMULATE 3R S3R della societ svedese Studsvik Volendo ipotizzare l utilizzo del codice al Reattore Veloce al Piombo vale ci che stato detto per il codice RELAP 3D Ovvero opportuno inserire propriet termodinamiche del Piombo e ancora una volta le correlazioni sperimentali di Scambio Termico con il piombo 26 31 32 Figura 27 La piattaforma RELAP5 HD Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L T I F e i I Pi bee i E n pepr Pr nni na wy ori a mm ta i lu _ ba i wo j Wi Raf j L PIA II a 1 OB SC ede So Hd H e a TT CL ua LI sil ees e FHE pa 1 as a ae a I af LAN ra J TT La T 5 E E i es h ee Fh IL lt im m a come nom ree LEI T Figura 28 Il mod
28. combustibile per la efficiente conversione dell Uranio 238 fertile L LFR pu anche essere usato come bruciatore di tutti attinidi derivanti dal riprocessamento del combustibile esaurito degli LWR e come bruciatore fertilizzatore con matrici di torio Nelle valutazioni tecnologiche GEN IV il sistema LFR stata valutato al meglio sia dal punto di vista della sostenibilit per via del ciclo del combustibile chiuso sia dal punto di vista della resistenza alla proliferazione e protezione fisica perch impiega un nucleo di lunga durata L LFR stato valutato positivamente anche dal punto di vista della sicurezza in particolare per l adozione di un refrigerante relativamente inerte e in generale dal punto di vista economico L LFR stato principalmente concepito per la produzione di energia elettrica e di Idrogeno e per la gestione degli Attinidi Data la necessit di una approfondita fase di R amp S per lo studio del combustibile dei materiali e del controllo della corrosione stato previsto che il sistema possa essere disponibile operativamente non prima del 2025 La cooperazione internazionale specifica in tema LFR nell ambito GIF stata avviata formalmente nel mese di ottobre 2004 con una prima riunione del comitato direttivo del LFR PSSC Provisional System Steering Committee tenutasi nel Marzo 2005 a Monterey CA USA che ha visto la partecipazione di rappresentanti di Euratom USA Giappone e di esperti della Repu
29. diversi gruppi di energia Il codice ECCO risolve l equazione del trasporto integrale multigruppo gruppi fini di cella e successivamente omogeneizza le sezioni d urto di cella Le librerie adottate 7 provengono dall analisi di dati sperimentali generati nel tempo JECCILIB 41 nuclidi a 1968 gruppi di energia JEFF 3 1 112 nuclidi a 1968 gruppi di energia ENDFB VI8 95 nuclidi a 1968 gruppi di energia ASPILIB2P 58 nuclidi a 175 gruppi di energia per calcoli di schermaggio DPA Displacement Per Atom riguardante reazioni neutrone nuclide di 13 isotopi dell acciaio per calcoli strutturali KERMA Kinetic Energy Release in Material che permette calcoli accoppiati neutrone gamma Il codice ERANOS risolve l equazione della diffusione di nocciolo multigruppo in grado di trattare problemi di anisotropia dello scattering e la presenza di sorgenti esterne Inoltre dotato di moduli che trattano l evoluzione burn up delle composizione dei nuclidi per gli attinidi e per 1 prodotti di fissione Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 analisi perturbative per applicazioni particolari analisi di esperienze determinazione coefficienti di reattivit ecc post processore per l analisi di dati generati da simulazioni I sorgenti del codice e le procedure di installazione sono fornite per le seguenti piattaforme SUN IBM RISC
30. generazione in particolare per quanto riguarda le problematiche di integrazione dei vari sistemi e sottosistemi e di iniziare ad eseguire verifiche di sicurezza ad esempio analizzando le sequenze incidentali ritenute pi probabili e o quelle che appaiono potenzialmente pi pericolose Fra le attivit di progettazione una particolare rilevanza hanno quelle di Verification and Validation dei sistemi di strumentazione e controllo che necessitano di un impianto simulato con ragionevole livello di accuratezza per essere messi a punto e validati Tale piattaforma il punto di partenza per la realizzazione di Simulatori Ingegneristici di vario tipo focalizzati su un singolo aspetto ad es sulla verifica dei sistemi di controllo oppure full scope ovvero un simulatore di impianto di elevato dettaglio e votato ad applicazioni diverse e complementari quali la finalizzazione del progetto la conduzione di attivit di Verification and Validation di sistemi e componenti la conduzione di verifiche particolari di sicurezza in cui dominante la dimensione del sistema nel suo complesso la conduzione di attivit dimostrative e di comunicazione verso varie categorie di utenti e la realizzazione di un vero e proprio Repository di conoscenze impiantistiche finalizzato all obiettivo pi ampio del Knowledge Management Il Simulatore di Ingegneria full scope potr poi essere utilizzato per la realizzazione del Simulatore di
31. generazione e dei futuri della IV accompagnato dall uso sempre pi massiccio di simulatori La compagnia americana GSE Power System Inc 2 con sede a Baltimora nel Meryland impegnata in questo settore ha messo in campo un ambiente di sviluppo per simulatori RELAPS HD costituito da codici di alto livello Il RELAPS 3D per la termoidraulica e 1 codici S3R e REMARK per la neutronica del nocciolo rappresentano la parte fondamentale della piattaforma HD e costituiscono un esempio molto significativo di modellistica avanzata Il RELAPS 3D prodotto da Idaho National Laboratori USA rappresenta l evoluzione del codice di sistema RELAPS sviluppato negli anni 70 e validato con intense campagne sperimentali costituisce la parte termoidraulica nella tecnologia RELAP5S HD Il RELAPS 3D sostanzialmente una libreria di modelli avanzati di componenti convenzionali di impianti nucleari e di impianti convenzionali Le sue caratteristiche si possono riassumere in Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L codice di sistema termoidraulico 1D capacit di simulazione componenti termoidraulici tridimensionali libreria delle propriet dei fluidi acqua vapore metalli liquidi sodio piombo e gas capacit di accoppiamento con altri codici di neutronica per esempio linguaggio Fortran La piattaforma HD High Definition viene realizzata infatti da GSE mediant
32. i 24 259 MEG ieri ie iii 27 2 5 4 SSTAR Small Secure Transportable Autonomous Reactor 30 2 5 5 ELSY European Lead Cooled System iii 32 25 00 ALPRE Le nai 34 2 6 Aspetti di sicurezza intrinseca attiva Passiva iii 38 2 6 1 Aspetti di sicurezza nei reattori LFR iii 40 2 6 2 Il concetto di reattore adiabatico e gli aspetti di security negli LFR 45 3 Scenari di simulazione INGCOMETIS ICA seccscceceseccsscecencevescecderssveseewaecesssvesdsecavavdssiaveswousesesesscedsetensucesivecceeqeavesteccuseedeates 48 3 1 Simulazione di transitori operazionali cccccccccccssneessseceecceeenaeeesseeeeeeneaeesseeeeeeeaaeeesseeeeeeaaaaaaseeeeeeeaaaaaaseeeeeeaeaaagaass 48 3 2 Simulazione degli incidenti negli LFR ee eeeseeeeeeee ee eesseeeeeeeaaeeeeeeeeeeeaaaeeeeeeeeeesaaaeseeeeeeeeeeaaaaens 49 3 3 I simulatori di impianti nucleari come strumenti per pre addestramento dimostrativi e didattici 55 3 3 1 Simulatori di addestramento full SCale ee ccecccseccceecccesccceuscceusccceeecsseusccesssseuecseeecsseeceueceeeuceeenss 55 53 Sauber 56 3 3 3 Simulatorreducatonal oinline saute delvasuedetlonadetdveleanoaccusbowt delssadebutleandasdeeerGabasieat 59 4 Codici per lo sviluppo di una piattaforma di SIMUIAZIONC ccccccccrsssssssscccccsssssssscccccccsssssscccscscssssssss
33. in Russia negli anni 1970 e 80 con lo sviluppo dei primi sistemi nucleari raffreddati da una miscela eutettica piombo bismuto LBE destinati alla propulsione sottomarina militare Pi di recente l attenzione ai Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 refrigeranti a metallo liquido pesante per 1 reattori si diffusa in diversi paesi in tutto 11 mondo sulla spinta del progressivo riconoscimento delle vantaggiose caratteristiche di questi sistemi Un possibile programma di sviluppo per la tecnologia dei reattori di IV generazione Gen IV roadmap stata definita nel 2002 nell ambito del Forum Internazionale Gen IV GIF Gen IV International Forum presieduto dal DOE Department Of Energy americano In quell occasione 1 paesi membri hanno individuato 1 sei pi promettenti tipi di reattore avanzato con 1 relativi cicli del combustibile ed hanno definito 1 programmi di R amp S necessari per lo sviluppo di questi reattori in rapporto alla loro potenziale distribuzione Tra le tecnologie pi promettenti prese in considerazione dal GIF quella dei reattori veloci refrigerati al Piombo LFR Lead Fast Reactor stata riconosciuta come un tecnologia capace potenzialmente di soddisfare le esigenze sia per impianti di piccola media taglia in siti remoti che per grandi impianti di potenza connessi alla rete In sostanza I LFR caratterizzato da uno spettro a neutroni veloci e da un ciclo chiuso del
34. in bibliografia Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 21 Temperature massime raggiunte nel nocciolo e nei rivestimenti delle barrette nel caso di incidenti Protected da G Bandini Design Base Accident Analysis rif cit ELSY Maximum Core Temperatures Protected Accidents 2200 Max Fuel Temperature 2150 Fuel first peak 2100 i a 2050 Temperature PLOF PTOP HFP PLOH PLOF PLOH PLOF PLOH LOCA Over Cooling Large Break no DHR in Primary in Secondary 18 Figura 22 Temperature raggiunte nel nocciolo e nei rivestimenti delle barrette nel caso di incidenti Unprotected da G Bandini Design Base Accident Analysis rif cit ELSY Maximum Core Temperatures Unprotected Accidents W Fuel first peak Max Fuel Temperature E Fuel in half a hour E Clad first peak E Clad in half a hour O Clad in one hour nuang mi ULOF UTOP HFP UTOP CZP ULOH ULOF ULOH ULOF ULOH ULOCA Over Cooling Large Break in no DHR in Primary Secondary Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Come considerazione finale si pu rilevare che gli LFR sono complessivamente dotati di una buona sicurezza intrinseca dovuta principalmente a una efficace circolazione naturale del piombo anche grazie alle minori perdite di carico dovute ad una griglia pi
35. in caso di emergenza solitamente per surriscaldamento dovuto ad una perdita completa o parziale del fluido refrigerante Per altro quando invece si parla pi propriamente di reattori a sicurezza intrinseca ci si riferisce ad impianti che facciano affidamento in massima misura sulla ingegnerizzazione di componenti concepiti in modo che il loro comportamento atteso in base alle leggi fisiche tenda a rallentare piuttosto che accelerare la reazione nucleare in circostanze incidentali Entrambi questi approcci sono in contrasto con il progetto di alcuni tipi di reattore per lo pi di vecchia concezione nei quali la reazione nucleare tendeva rapidamente ad accelerare al crescere della temperatura coefficiente di reattivit positivo con la temperatura e per 1 quali era dunque richiesto un intervento automatico del sistema di controllo oppure manuale dell operatore per evitare il danneggiamento del nocciolo In tal senso per questo tipo di impianti si parla di sicurezza attiva in quanto basata quasi esclusivamente su sistemi a funzionamento attivo In sostanza la definizione di reattore a sicurezza passiva ha pi a che vedere con la strategia adottata per garantire un certo grado di sicurezza che non con la descrizione del livello di sicurezza vero e proprio raggiunto Il grado di sicurezza passiva di un reattore dipender quindi dai criteri utilizzati per valutare il livello di sicurezza stesso I progetti pi recenti tendon
36. materiali nucleari che possano avere importanza militare non proliferazione delle armi nucleari In Figura 12 riportato lo schema di massima preconcettuale dell SSTAR CONTROL ROD DRIVES CONTROL ROD GUIDE TUBES AND DRIVELINES CO2 OUTLET NOZZLE 1 OF 8 CO INLET NOZZLE 1 OF 4 THERMAL Pb TO CO HEAT BAFFLE EXCHANGER 1 OF 4 GUARD FLOW SHROUD VESSEL REACTOR VESSEL RADIAL REFLECTOR ACTIVE CORE AND FISSION GAS PLENUM FLOW DISTRIBUTOR HEAD Figura 12 Schema di massima del reattore SSTAR Come accennato il precedenza il reattore di dimensioni limitate contenuto all interno di un vessel di alto 12 metri con un diametro di 3 2 Il nocciolo costituito da elementi di combustibile con barrette di grandi dimensioni 2 5 cm di diametro tenute da griglie saldate ai tubi guida delle barre di controllo Quattro scambiatori di calore provvedono al trasferimento del calore dal piombo alla anidride carbonica che opera in un ciclo Brayton supercritico alla temperatura di 552 C e con una pressione di 20 MPa La scelta di questa soluzione per la conversione dell energia consente l adozione di turbomacchine molto compatte limitando 1 costi di costruzione e trasporto dell impianto E previsto inoltre che il reattore possa seguire autonomamente il carico elettrico senza l intervento delle barre di controllo Di seguito sono riassunte le principali caratteristiche dell SSTAR Tabella 5 Dati principali Reatt
37. migliori propriet di resistenza alla frattura rispetto all HT9 ma non dispone di un database di performance rispetto alle radiazioni cos esteso come l HT9 Il T91 mostra una migliore resistenza all irraggiamento rispetto all HT9 principalmente a causa del minor contenuto di carbonio In particolare condizioni di irraggiamento sotto le quali l HT9 sviluppa un incremento nella temperatura di transizione duttile fragile DBTT Ductile Brittle Temperature Transition di 120 150 C Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 l acciaio modificato 9 Cr 1 Mo sviluppa uno slittamento di soli 52 54 C A causa del pi basso contenuto di cromo si ritiene che la resistenza alla corrosione del T91 nelle leghe di piombo sia minore rispetto all HT9 Dei lavori recenti hanno mostrato che l infragilimento del T91 strettamente correlato all He prodotto nel materiale durante l irraggiamento con la temperatura di transizione che raggiunge valori superiori ai 100 C E stato effettuato un solo esperimento di irraggiamento sugli acciai di terza generazione In quell esperimento due dei nuovi acciai commerciali NF616 e HCM12A insieme al T91 sono stati irradiati a 300 C in un uno spettro di neutroni misto nel reattore ad alto flusso HFR High Flux Reactor di Petten Olanda Secondo questi esperimenti la prova di resistenza di Charpy del T91 risultata superiore a quella dei nuovi acciai sia prima che dopo l
38. penetrazioni del contenimento Si prevede che l inserimento del combustibile avvenga dal basso diversamente dall approccio classico dei reattori veloci al sodio Le ragioni dietro questo approccio riguardano principalmente il Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 mantenimento di una grande flessibilit per le apparecchiature sperimentali caricate dall alto e secondariamente dal punto di vista della sicurezza il fatto che tutte le strutture incluso il modulo di spallazione sono messe in loco prima di iniziare il caricamento del core Il sistema primario di MYRRHA dovr essere installato in un ambiente con ventilazione controllata Non stato possibile utilizzare installazioni preesistenti dato che non erano compatibili con il sistema di movimentazione remota Pertanto dovr essere costruito un nuovo edificio nel sito del SCK CEN Mol Le caratteristiche principali di MYRRHA sono illustrate nella seguente Tabella 4 ENSA Ricerca Sistema Elettrico Sigla di identificazione ADPFISS LP2 042 Distrib L Tabella 4 Dati principali Reattore MYRRHA Main characteristics MYRRHA Unit Core power 50 100 MW n Active core average power density 250 W cm Accelerator energy 600 MeV Accelerator current 3 mA Coolant type LBE Total flux hottest pin 4 7E 15 n cm s Fast flux above 0 75 MeV hottest pin 1 01E 15 n cm s Dpa 350 EFPD s hottest pin 45 Ppm He dpa hottest
39. per la gestione generale dell impianto In tutti questi casi laddove non sia disponibile la necessaria esperienza operativa possibile condurre una fase di addestramento ricorrendo all utilizzo di simulatori ingegneristici Tali strumenti dunque oltre ad essere utilizzati per le applicazioni canoniche quali quelle di sviluppo progettuale verifiche di sicurezza ed assessment di componenti e sistemi possono trovare applicazioni a livello accademico avanzato ed a livello dimostrativo Un programma di formazione che includa l utilizzo di simulatori ingegneristici offre tra l altro 1 seguenti vantaggi Gradualita del percorso formativo dalle nozioni teorico pratiche di base fino alla esecuzione di operazioni complesse Possibilit di formare efficacemente ed in maniera relativamente economica un ampio numero di persone sfruttando anche la trasportabilit dello strumento Possibilit di seguire programmi individuali di auto addestramento su strumenti di simulazione appositamente concepiti allo scopo Possibilit di simulare processi ed operazioni al di fuori delle usuali procedure operative eventualmente anche incidentali Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Attivit dimostrative basate sull utilizzo di simulatori di ingegneria di impianti nucleari possono avere diversi obiettivi ed essere destinate ad utenti di diverso tipo Tale variabilit
40. pin target zone 3 8 6 4 Irradiation volume 8 In Pile Sections 3700 8 cm Inlet temperature 270 SC Coolant delta T 130 C Velocity fuel rod 1 9 m sec Temperature at cladding surface 500 SE Maximum linear power 370 W cm MYRRHA progettato come una facility flessibile per spettri di irraggiamento veloci Questo significa che uno spettro di neutroni veloci disponibile in ogni locazione del reattore ed in ognuna di esse possono essere inseriti elementi di combustibile per un particolare esperimento In questo modo l intero volume del reattore pu essere utilizzato per effettuare sperimentazioni in condizioni simili a quelle reattore essendo soggetto ad uno spettro di neutroni veloci ed in contatto con il liquido piombo bismuto alle temperature di esercizio MYRRHA potr ospitare almeno sezioni in pile IPS per un volume totale di 8 x 3700 cm con un caricamento del core ottimizzato per ottenere le migliori condizioni di irraggiamento nell IPS In queste IPS di solito a doppia parete pu essere presente un diverso refrigerante Na NaK He H2O con diverse condizioni di pressione e temperatura ottimizzate per il carburante materiale caricato nell IPS Le IPS sono di solito strumentate per seguire le condizioni di irraggiamento che sono state ottimizzate nell IPS scegliendo l appropriato refrigerante ed una temperatura indipendente dall ambiente MYRRHA Il contenuto di alcune di queste IPS pu essere caricato scaricato durant
41. reattore viene spento nel momento stesso in cui viene spento il fascio di protoni Accelerator Reactor Subcritical mode 65 100 MWth 600 MeV 4 mA proton Critical mode 100 MWth gt badd I a bated I bated bud deed bd bub Spallation Source Multipurpose Flexible Irradiation Facility Lead Bismuth coolant Figura 10 Schema Reattore MYRRHA Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Le caratteristiche di MYRRHA sono le seguenti e Fascio di protoni di 2 1 MW 600 MeV 3 5 mA e Bersaglio di spallazione e refrigerante a metallo liquido pesante Eutettico piombo bismuto e 50 100 MW di potenza termica MYRRHA un reattore di ricerca a spettro veloce flessibile capace di operare in modalit critica e sotto critica Contiene un acceleratore di protoni di 600 MeV un bersaglio di spallazione ed un combustibile misto plutonio ossido di uranio MOX raffreddato da una lega piombo bismuto Le sue caratteristiche progettuali vanno incontro al bisogno internazionale di effettuare una graduale transizione verso reattori a spettro veloce Come diretta conseguenza dell uso di uno spettro veloce risulta necessaria un alta densit di potenza e quindi un core compatto pertanto il foro centrale che ospita il bersaglio di spallazione dovrebbe essere di dimensioni ridotte 10 cm Riguardo al liquido di raffreddamento si optato per una lega eutettica piombo bismu
42. ricerca Tali requisiti mirano a conseguire gli obiettivi principali di progettazione degli LFR ovvero la dimostrazione della loro fattibilit tecnica per la produzione di energia elettrica e la dimostrazione della loro capacit di rispettare gli obiettivi previsti per 1 reattori di IV Generazione in particolare la capacit di consumare attinidi minori MA Minor Actinide e di garantire una buona competitivit economica La maggior parte dei requisiti come la capacit di bruciamento di MA non sono comunque assoluti e potranno subire adeguamenti per l ottimizzazione nel corso delle future attivit di progettazione Va osservato che le propriet fisiche e neutroniche del Piombo non possono essere pienamente e simultaneamente sfruttate fin dall inizio della progettazione degli LFR a causa di vincoli tecnologici e di tempo Il potenziale bruciamento di MA prodotti dal ritrattamento del combustibile esaurito dei reattori LWR implica lo sviluppo di noccioli di nuova concezione che richiedono fasi di prova e qualificazione in reattori esistenti In termini generali riveste carattere prioritario la dimostrazione entro un tempo relativamente breve della fattibilit tecnica degli LFR con la conferma delle propriet dei materiali strutturali un efficace controllo dell ossigeno ed un nocciolo ad ossidi misti MOX autosufficiente in termini di Pu pur essendo adiabatico in termini di consumo degli MA auto generati Si prevede che il successivo svil
43. sossscacdecsecazeneadeacossnccaaansacsdeatee rapina rain ian a 76 Figura 38 Visualizzazione di un pennacchio simulato da un modello lagrangiano a particelle sinistra emesse all interno di un ostacolo a forma di L e trasportate dietro l ostacolo stesso e corrispondenti inviluppi tridimensionali di concentrazione superiore a due differenti soglie destra 78 Figura 39 Definizione di sorgenti in contesto industriale Le aree in rosso rappresentano zone di emissione di particelle computazionali che rappresentano la zona emissiva ipotizzata i 79 Figura 40 Esempio di un campo di concentrazioni al suolo ottenute in contesto industriale 79 Figura 41 Campo di flusso in prossimit del suolo in presenza di numerosi edifici sinistra e campo di concentrazioni al suolo destra per una sorgente puntiforme posta in prossimit della zona rossa Si nota come il pennacchio subisce spostamenti ricircoli e fenomeni di splitting a causa della presenza RESERO 80 Figura 42 Esempio di ricostruzione dei campi di vento a scala locale con valutazione dell impatto di singole sorgenti attraverso l uso di un modello lagrangiano a particelle SI Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Figura 43 Simulazioni condotte presso il CIPA 1 di 2 82 Figura 44 Simulazioni condotte presso i
44. tramite raffinate tecniche metallurgiche che sono di difficile e costosa realizzazione Inoltre la saldatura di questi acciai risulta complessa a causa della segregazione delle particelle di ossidi sulla superfice delle zone fuse di saldatura Questo argomento deve essere trattato adeguatamente Pertanto sebbene gli acciai OSD offrano la prospettiva di poter operare a temperature di 800 C sono ancora in un uno stato iniziale di sviluppo e 1 dati relativi sono ancora pochi Un ulteriore campo di ricerca per migliorare la resistenza dei materiali strutturali alle cricche il grain boundary engineering I bordi dei grani cristallini vengono alterati per ridurre la frazione dei bordi ad alta energia aumentando la resistenza alle cricche Per questo approccio deve essere ancora provata la stabilit a lungo termine delle alterazioni Gli acciai inossidabili austenitici vengono tenuti in conto per i componenti a bassa temperatura e bassa irradiazione negli LFR Gli acciai inossidabili austenitici AISI 304 e AISI 316 sono stati usati ampiamente nell industria dei reattori ad acqua leggera cos come nei programmi di sviluppo dei reattori veloci Le prestazioni del 316 sono superiori e pertanto rappresenterebbe il principale candidato per le componenti austenitiche in un LFR Dato che gli acciai inossidabili austenitici e ferritici martensitici non sono adeguati per le alte temperature degli LFR si devono prendere in considerazione ceramiche superle
45. un sistema integrato di calcolo piattaforma con focalizzazioni sulle caratteristiche dei reattori refrigerati a piombo e sui requisiti attesi per i simulatori di ingegneria del prossimo futuro a valle dell incidente di Fukushima e delle Lessons Learned attraverso la conduzione degli Stress Tests in Europa e non solo Il lavoro svolto infatti non ha tenuto conto solamente delle caratteristiche di impianto nucleari e fisiche dei reattori Gen IV refrigerati al Piombo con focus sul reattore ALFRED ma anche del particolare momento che la Scienza e la Tecnologia Nucleari stanno vivendo dopo il grave incidente alla centrale di Fukushima 1 nel Marzo 2011 provocato in primis da un evento naturale di portata eccezionale Infatti si tenuto in debito conto delle Raccomandazioni prodotte in ambito ENSREG la rete dei Nuclear Regulators Europei a valle degli studi integrativi di sicurezza denominati innovativamente stress tests che hanno sottolineato la necessit di analizzare molto meglio in futuro i rischi derivanti da eventi naturali estremi anche oltre 1 limiti prefissati dai criteri di progettazione Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Nuovi concetti di reattore con una elevata aspettativa di maggiore sicurezza Gen IV devono essere sviluppati e verificati con le pi nuove accurate e condivise tecniche di progettazione ed analisi di sicurezza Per tale ragione si dedi
46. versioni di cui una pi accurata per utilizzi design ed una pi veloce per analisi di sistema in cui il focus eventualmente su un altra sezione della catena modellistica Simulazione sistemi I amp C Qualunque tipo di impianto nucleare necessita di sistemi di misura e di controllo di elevata qualit e prestazione Una delle applicazioni canoniche dei simulatori ingegneristici proprio lo sviluppo e la verifica finale di tali sistemi Dal punto di vista della disponibilit di software tools usabili a tal fine non si intravedono al momento problemi particolari Come ovvio 1 realizzatori di simulatori a livello mondiale gi dispongono di pacchetti software affidabili e accurati usabili a tal fine ad es 1l sw JControl della GSE di Baltimora che realizza simulatori per numerosi clienti a cominciare da Westinghouse Peraltro alcuni elementi caratterizzanti 1 reattori al piombo e la relativa strumentazione arrivano da una attivit condotta in UTFISST in questo medesimo PAR2012 v deliverable LP2 12 La particolarit del software che deve simulare il Sistema di Misura e Controllo la elevatissima interconnessione con gli altri tools della Piattaforma Ingegneristica come rimarcato graficamente in modo semplice ed aggregato nella Figura 45 che mostra una possibile prima architettura di sistema Software Manager SM Qualunque piattaforma di simulazione o simulatore full scope necessit di un fondamentale software di c
47. 4 Numero delle barre di controllo 37 Densit di potenza media nel nocciolo 140 MW m Densit di potenza media lineare dell elemento di combustibile 24 3 kW m Intervallo di ricarica refueling 8 anni Carica di UO2 nel nocciolo massa arricchimento 9144 Kg 16 1 Numero delle pompe primarie 2 Volume di liquido di raffreddamento Piombo Bismuto nel reattore 18 m Dimensioni esterne del reattore diametro altezza 4 55 7 55 m In Figura 9 illustrato uno schema del reattore Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 9 Sezione verticale Reattore SVBR 75 2 5 3 MYRRHA Il Belgian Nuclear Research Centre SCK CEN sta lavorando da diversi anni al progetto di MYRRHA che concepito come un sistema Accelerator Driven ADS in grado di operare in modalit critica e sotto critica Un sistema Accelerator Driven costituito da una sorgente di neutroni creata accoppiando un acceleratore di protoni una sorgente di spallazione ed un core sottocritico Il principale vantaggio di un ADS il core di fissione non critico ossia un core che non pu sostenere autonomamente una reazione a catena di fissione L acceleratore il pilota del sistema ADS e fornisce 1 protoni ad alta energia che sono usati nella sorgente di spallazione per creare 1 neutroni che a loro volta alimentano il core sotto critico Una caratteristica essenziale di un ADS la sua sicurezza intrinseca il
48. 4 1 1 ricopre un alto livello scientifico ed stato adottato nello sviluppo di reattori termici e veloci in tutto il mondo Lo sviluppo del reattore veloce al piombo costituisce un probabile futuro nell evoluzione dell energia nucleare e conseguentemente il progetto della sua Piattaforma di Simulazione Ingegneristica oggetto del rapporto vede prospettato detto codice per la parte neutronica Gli algoritmi di risoluzione adottati dal codice possono risolvere lo spettro veloce termico del reattore termico come lo spettro veloce del reattore veloce 4 1 1 Il codice ERANOS European Reactor ANalysis Optimized System ERANOS un sistema modulare per il calcolo della neutronica del nocciolo 5 sviluppato e validato all interno di una Collaborazione Europea negli ultimi 20 anni Tale sistema modulare costituito da diverse librerie di dati nucleari da codici di calcolo e procedure di calcolo PROC che richiamano 1 vari moduli ERANOS permette di progettare 1l nocciolo di reattori veloci di effettuare progetti di schermaggio e calcoli relativi alle varie fasi del ciclo del combustibile La simulazione della fisica dei neutroni viene ottenuta in due fasi a livello di elemento cella di combustibile successivamente a livello di nocciolo La produzione di sezioni d urto necessaria a calcoli del nocciolo viene effettuata dal codice di cella reticolo ECCO European Cell Code 6 accoppiato a librerie di dati nucleari a
49. 600 C il Pb risulta compatibile con gli acciai 15 15 T1 austenitico e T91 ferritico martensitico gi ampiamente sperimentati per gli SFR D altra parte sussistono anche una serie di svantaggi l elevato punto di fusione del Pb 327 C comporta la necessit di mantenere il refrigerante primario costantemente al di sopra di 340 350 C tramite e un sistema di riscaldamento a disponibilit garantita e opportuni accorgimenti di progetto e specifiche procedure operative transitori di sottoraffreddamento del circuito secondario possono provocare la solidificazione freezing del refrigerante primario e per prevenire il fenomeno andranno imposti dei requisiti specifici in termini di diversificazione e ridondanza per l acqua di alimento nel circuito secondario fenomeni di corrosione erosione dei materiali strutturali con possibile passaggio e trascinamento slugging di particolato nel refrigerante primario possono essere limitati tramite e opportuni rivestimenti coating dei materiali strutturali controllo del contenuto di Ossigeno e contenimento della velocit di circolazione del refrigerante primario approccio adottato negli LFR russi e mantenimento di un basso contenuto di Ossigeno nel refrigerante primario approccio alternativo Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 il rilevante rischio sismico dovuto alla notevole massa di Pb pu essere prevenuto tramite
50. C in ingresso nel core e di 480 C all uscita mentre per la parte convenzionale dell impianto l adozione di un ciclo di Rankine supercritico con vapore a 240 bar e temperatura di 450 C avrebbe consentito un rendimento superiore al 40 Figura 14 ELSY RVACS Reactor Vessel Air Cooling System Di seguito sono riassunte le principali caratteristiche del reattore ELSY Tabella 6 Dati principali Reattore ELSY Power MWe II LI Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Fuel column height mm FA geometry Open wrapperless 14 54 17 63 20 61 Pu three radial zones Evoluzione del progetto ELSY Il progetto ELSY stato completato nel 2010 e EURATOM nell ambito del 7 Programma Quadro ha varato il progetto LEADER Lead cooled European Advanced Demonstration Reactor dove sulla base dei risultati conseguiti con il progetto ELSY stato deciso di sviluppare il progetto ELFR European Lead cooled Fast Reactor che ne per molti versi la continuazione E stato inoltre deciso di definire la configurazione di un impianto dimostrativo su scala ridotta ALFRED Advanced Lead Fast Reactor European Demostrator 2 5 6 ALFRED Nel quadro delle collaborazioni europee e internazionali per lo sviluppo di impianti nucleari innovativi sotto il triplice profilo della competitivit economica della sicurezza e del contenimento della produzione di scorie radioattive il proge
51. DEN ROSSENDORF DRESDEN GERMANY 19 P Agostini M Tarantino I DiPiazza G Bandini G Grasso ENEA L Cinotti MERIVUS Pure Lead as coolant of GEN IV Fast Reactors specific issues and comparisons with other coolants in Seminar on Fast Reactor Coolants organized by the French Academy of Science Paris 19 20 February 2013 20 M Tarantino L Cinotti D Rozzia Lead cooled Fast Reactor LFR development gaps in Technical Meeting to Identify Innovative Fast Neutron Systems Development Gaps IAEA Vienna Austria 21 I Di Piazza Freezing of the LFR primary pool CFD modeling and preliminary analysis on prototypical configuration ENEA Ricerca Sistema Elettrico Accordo di programma ENEA MSE Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 22 A Ciampichetti A Del Nevo G Bandini N Forgione SG Tube Rupture in LFR International Workshop on Innovative Nuclear Reactors Cooled by Heavy Liquid Metals Status and Perspectives 23 Real Time Engineering Simulator Application for Plant design V amp V and Human Factor Engineering IAEA TECHNICAL MEETING TM 38870 The Considerations of Human Factor in New NPP Projects IAEA Headquartes Vienna Austria 9 12 November 2010 Steven Freel GSE Chief Technologist 24 A High Definition RELAPS 3D Application RELAP5 HD Zen Wang Michal Jelinek William Groboski Duncan Burgess and Steven Freel GSE SYSTEMS Inc 1332 Londontown Blvd Sykesvi
52. ENEN Agenzia nazionale per le nuove tecnologie l energia e lo sviluppo economico sostenibile Ricerca di Sistema elettrico Studio preliminare di fattibilit di un sistema di simulazione per l analisi di sicurezza e per la progettazione dei sistemi di controllo di reattori a metallo liquido pesante E Negrenti B Fresilli G Di Costanzo M D Apice C Innarella C Parisi M Serra A Tripi M Cappelli Report RdS 2013 027 STUDIO PRELIMINARE DI FATTIBILIT DI UN SISTEMA DI SIMULAZIONE PER L ANALISI DI SICUREZZA E PER LA PROGETTAZIONE DEI SISTEMI DI CONTROLLO DI REATTORI A METALO LIQUIDO PESANTE E Negrenti B Fresilli G Di Costanzo M D Apice C Innarella C Parisi M Serra A Tripi M Cappelli ENEA Settembre 2013 Report Ricerca di Sistema Elettrico Accordo di Programma Ministero dello Sviluppo Economico ENEA Piano Annuale di Realizzazione 2012 Area Produzione di energia elettrica e protezione dell ambiente Progetto Sviluppo competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare e collaborazione ai programmi internazionali per il nucleare di IV Generazione Obiettivo Sviluppo competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare Responsabile del Progetto Mariano Tarantino ENEA Distrib L Sigla di identificazione ADPFISS LP2 042 ENEN Titolo Ricerca Sistema Elettrico Studio preliminare di fattibilit di un sistema di simulazione per l an
53. Executive Schedulatore grafico real time della simulazione Orchid Input Output software per la comunicazione e diagnostica della simulazione Orchid Network Loader applicazione per il controllo dei software di simulazione distribuiti su rete Orchid Sound System applicazione per la simulazione sonora in sala controllo Orchid Multimedia Manager applicazione per registrazioni audio video delle sessioni di addestramento Orchid Configuration Manager applicazione per la gestione delle configurazioni di simulazione GSE Systems una societ statunitense che opera anch essa nel campo della simulazione in tutto il mondo con succursali in Cina e Svezia Per quanto attiene il settore nucleare ha sviluppato dei simulatori d addestramento per impianti AP1000 PWR in corso di costruzione in Cina da parte della Westinghouse Come la precedente anche questa societ ha messo a punto degli strumenti proprietari per la realizzazione di simulatori In particolare JTopmeret M software per la modellazione di sistemi termoidraulici bifase Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 REMARK software per la simulazione neutronica multi gruppo in real time THEATRe software per la simulazione real time della termoidraulica del reattore e dei generatori di vapore RELAPS HD software per la ripetibilit e sincronizzazione real time di fenomeni termoidrau
54. NOS codice di fama ed elevato valore tecnico scientifico Essendo per tale codice usato prevalentemente se non esclusivamente per attivit di progettazione di dettaglio occorrer prevedere nella Piattaforma anche una soluzione fast running che consenta all insieme dei modelli integrati di operare in tempi compatibili con l analisi di sistema al limite anche in modalit real time Come gi indicato in precedenza verr valutata l opzione del software Frenetic realizzato dal Politecnico di Torino Software di simulazione dei circuiti primari di raffreddamento Per questa fondamentale parte di impianto si evidenziano vari elementi a favore del RelapS evidentemente in una delle versioni che contemplano 1l Pb fuso come fluido R53D o versione NRC modificata A causa delle difficolt del codice di sistema Relap a simulare gli effetti 3D nella tanca si dovr considerare l ipotesi dell accoppiamento on line oppure off line con un codice CFD in grado di ridurre l incertezza su tali fenomeni Codici CFD sono disponibili sul sistema HPC CRESCO di ENEA Evidentemente l utilizzo del RELAP sar compatibile sia con una modalit di funzionamento detailed project allorch ci si focalizzer su aspetti dei sistemi primari che nella modalit fast running da usare in analisi in cui ha interesse il comportamento di sistema oppure in cui il focus su un diverso processo e si richiede al modulo di termoidraulica di non impegn
55. SIM f Software s di simulazione impatti sul territorio IMP SIM g Software s di simulazione eventi naturali e loro impatti sulla centrale EXTEVE SIM h Software di simulazione del sistema di misura e controllo I amp C inclusi 1 sistemi di allarme I amp C SIM 1 Software di coordinamento e gestione dei tools sopra elencati spesso denominato software manager o sim exe Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Control Action E Measurement Data CORE SIM e g Eranos AUX SIM CVCS DHR e g Relap5 e altri RCS SIM e g Relap5 Pb SEC SIM ELSYS SIM DHR e g Relap5 H20 e g GSE sw e g Relap5 e altri EMER SIM f Eventualmente rappresentati da un SA SIM Sollecitazioni su Edifici Strutture CONT SIM Concentration Exposure Health Effect Ucci Figura 45 Possibile Architettura di Piattaforma di Simulazione Ingegneristica Sigla di identificazione ENSA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 4 7 1 4 7 2 4 7 3 4 7 4 Software di simulazione del nocciolo e della neutronica Questo elemento centrale nella realizzazione di un simulatore di ingegneria per reattori nucleari ed in particolare quando trattasi di reattori veloci Alla luce delle considerazioni espresse nei precedenti paragrafi la scelta di riferimento potrebbe cadere su ERA
56. a Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 E necessario quindi che l impianto nel suo insieme sia progettato e realizzato rispettando le norme vigenti e in tal senso riveste particolare importanza realizzare modelli di simulazione dell impianto in modo tale da effettuare studi preliminari per valutare gli effetti di eventi estremi esterni Nel presente paragrafo ci si focalizzer sulle diverse tipologie di eventi estremi esterni ponendo maggiore attenzione su quelli naturali e sui possibili software che possono essere utilizzati per la simulazione Eventi esterni naturali Gli eventi esterni sono quelli che hanno origine fuori dai confini del sito dell impianto e sono scatenati da fonti che non sono direttamente legate all esercizio Gli eventi esterni si possono ulteriormente suddividere in naturali e indotti dall attivit umana Gli eventi esterni naturali si possono inquadrare nelle seguenti categorie Terremoti Tsunami Inondazioni Cicloni uragani tornado tifoni tropicali Fulmini Eventi climatici estremi temperatura vento pioggia neve Spesso risulta necessario studiare la combinazione degli effetti dei fenomeni elencati perch risultano collegati ad esempio pu accadere che a un evento tipo terremoto possa seguire in particolari circostanze uno tsunami e quindi un inondazione Nel progetto complessivo dell impianto nucleare si dovranno valutare gli effetti degli eventi estremi indicati calib
57. a livello internazionale ADPFISS LP2 012 Ad essa si potr attingere per realizzare il progetto di massima del simulatore per ci che concerne 1 sistemi DCS e HMI Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 4 7 Possibile Architettura di una Piattaforma di Simulazione Ingegneristica avanzata per reattori refrigerati al Pb Alla luce di quanto discusso nei paragrafi precedenti viene qui proposta una prima plausibile Piattaforma di Simulazione Ingegneristica Al fine di favorire la larga utilizzabilita per scopi progettuali focalizzati su diverse problematiche di processo 1 moduli qu evidenziati potranno includere modelli software ad elevata complessita e modelli di maggiore semplicita ma pur sempre in grado di rappresentare il Sistema Centrale con sufficiente accuratezza I componenti software principali della proposta architettura di piattaforma di simulazione ingegneristica sono 1 seguenti Figura 45 a Software di simulazione del nocciolo e della neutronica CORE SIM b Software di simulazione dei circuiti primari contenenti il refrigerante piombo liquido RCS SIM c Software di simulazione dei circuiti secondari in acqua dai Generatori di vapore alla turbina denominato qui SEC SIM d Software di simulazione dei sistemi ausiliari e di emergenza es DHR e CVCS AUX SIM e Software di simulazione degli incidenti severi fino alla stima del termine di sorgente SA
58. acoli un preprocessore meteorologico per la definizione dei flussi intorno a questi e di un modello di dispersione lagrangiano a particelle con tempi di risposta rapidi Questi modelli garantiscono una notevole flessibilit nel riprodurre ogni tipo di sorgente infatti le diverse geometrie dell area da cui fuoriescono gli inquinanti vengono definite come punti linee aree o volumi all interno dei quali vengono generate inizialmente le particelle che rappresentano l inquinante la quantit dell emissione pu essere modulata nel tempo esattamente come avviene in realt simulando sorgenti non stazionarie con emissioni presenti solo negli intervalli di tempo definiti Sigla di identificazione Distrib ENSN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L L Shaped Building L Shaped Building Figura 38 Visualizzazione di un pennacchio simulato da un modello lagrangiano a particelle sinistra emesse all interno di un ostacolo a forma di L e trasportate dietro l ostacolo stesso e corrispondenti inviluppi tridimensionali di concentrazione superiore a due differenti soglie destra I termini di trasporto vengono definiti con un modello diagnostico che ricostruisce un campo di vento tenendo conto sia della presenza di orografia complessa che degli ostacoli presenti nel dominio di calcolo la ricostruzione tridimensionale avviene attraverso una fase iniziale di interpolazione durante la quale sono identificati sia
59. alisi di sicurezza e per la progettazione dei sistemi di controllo di reattori a metallo liquido pesante Descrittori Tipologia del documento Rapporto Tecnico Collocazione contrattuale Accordo di programma ENEA MSE Piano Annuale di Realizzazione 2012 Linea Progettuale 2 Obiettivo Progettazione di sistema e analisi di sicurezza Task a3 Analisi di Sicurezza deliverable LP2 a 3 hl Argomenti trattati Controllo dei reattori nucleari Reattori nucleari veloci Generation IV reactors Analisi incidentale Analisi di sistema Sommario In questo documento sono discussi gli aspetti generali di una possibile piattaforma di simulazione ingegneristica per i reattori veloci Gen IV refrigerati a piombo liquido Una piattaforma di simulazione ingegneristica un insieme integrato di codici di calcolo e moduli software che consente di sviluppare la progettazione di un reattore di nuova generazione in particolare per quanto riguarda le problematiche di integrazione dei vari sistemi e sottosistemi e di iniziare ad eseguire verifiche di sicurezza La presente attivit di progettazione di massima di una piattaforma simulativa la base per realizzare nei prossimi anni la progettazione di dettaglio e la costruzione della medesima cos supportando le attivit in corso di design and verification dei reattori refrigerati al Piombo Sono state considerate diverse tipologie impiantistiche con particolare attenzione al Progetto ALFRED nonch le
60. are troppo la macchina Tale flessibilit discende dalla possibilit di utilizzare nodalizzazioni pi o meno dettagliate Software di simulazione dei circuiti secondari Trattandosi di circuiti in acqua anche per il secondario si pu convergere sull uso del Relap Questo potr avvenire in maniera integrata col primario unico eseguibile con circuiti in Pb e circuiti in acqua o con due eseguibili distinti qualora fosse rilevante il fattore velocit di esecuzione soluzione molto cara alla GSE Systems per 1 loro simulatori Tenuto conto dell esperienza gia maturata in ENEA su una simulazione integrata primario secondario e poich la velocit di esecuzione non un fattore troppo stringente per una Piattaforma Ingegneristica con ogni probabilit si opter per la prima soluzione Anche in questo caso versioni pi accurate e versioni pi veloci del modulo secondary system sono ottenibili entrambe usando lo stesso software Relap con nodalizzazioni differenziate Sistemi ausiliari e di emergenza Questa parte della Piattaforma contiene elementi che soddisfano necessit anche molto diverse tra loro e quindi avranno diversa natura informatica Per quei sistemi che sono in sostanza circuiti in Pb o in acqua potremo ancora usare il codice Relap5 molto probabilmente in unica nodalizzazione ed eseguibile coi circuiti primari e secondari es il sistema di riempimento Per gli altri sistemi di natura diversa saranno necessa
61. azione refrigerante primario in condizioni operative normali tramite pompe di circolazione in condizioni di emergenza circolazione naturale Elemento di combustibile esagonale avvolto appesantito con zavorra a pompe spente fissato da molle con pompe in funzione Tmax della camicia in normali condizioni 550 C Caduta max di pressione nel nocciolo 0 1 MPa 30 min grace time for ULOF Sistema di spegnimento primario barre di assorbimento con galleggiamento idrostatico Sigla di identificazione Distrib ERNEK Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L sistema di controllo spegnimento con inserzione passiva dal fondo Sistema di spegnimento secondario barre di assorbimento con attuazione pneumatica sistema di spegnimento con inserzione passiva dall alto Generatori di vapore Integrati nel vessel del reattore con tubi a baionetta a doppia parete Sistema di rimozione del calore residuo doppio sistema DHR passivo attuazione attiva operazione passiva con condensatori di isolamento 2 6 Aspetti di sicurezza intrinseca attiva e passiva Per sicurezza passiva di un reattore nucleare si intende in genere tutto l insieme delle caratteristiche di sicurezza dell impianto che senza richiedere azioni dirette dell operatore o interventi di retroazione attiva ovvero con assorbimento di energia dall esterno del sistema di protezione e controllo siano in grado di riportare l impianto in condizioni di sicurezza
62. bblica di Corea Da allora il PSSC ha tenuto incontri programmati regolari circa due volte l anno con ulteriori sessioni di lavoro per preparare e aggiornare il progetto di riferimento LFR In particolare in due successivi incontri tenutisi a distanza di un anno tra il 2007 e 2008 il comitato direttivo PSSC per il GIF LFR dopo attenta valutazione delle correnti iniziative internazionali in materia ha elaborato un primo programma di ricerca di sistema SRP System Research Plan per un LFR con piombo fuso come refrigerante di riferimento e con una miscela Piombo Bismuto come opzione di riserva Gli incontri formali PSSC sono stati integrati da ulteriori incontri informali con 1 rappresentanti dell industria nucleare organizzazioni di ricerca e le universit coinvolte nello sviluppo LFR La Figura 1 illustra l approccio di base raccomandato nella direttiva LFR SRP Come si vede il programma di ricerca si svolge inizialmente su un doppio binario per convergere poi su un unica linea per la realizzazione di un impianto dimostratore combinato demo indicato anche come Tecnology Pilot Plant TPP per entrambi 1 tipi di sistema Il duplice approccio si basa sullo sviluppo del reattore SSTAR Small Secure Transportable Autonomous Reactor e sul reattore europeo ELSY European Lead cooled SYstem che rappresentano due potenziali applicazioni di LFR e che verranno descritti in dettaglio pi avanti Sigla di identificazione Distrib ADPFISS LP2
63. be com watch v EbgVojwLo8c amp feature voutu be Figura 35 Simulazione di Uragano Per 1 requisiti e per l architettura di sistema richiesti fare riferimento al link seguente https voyager makai com products php Evento estremo Inondazione Per le tematiche delle acque sia di profondit che di superficie si pu utilmente impiegare la suite di software di visualizzazione e simulazione proposti dalla societ Aquaveo di cui al link seguente http aquaveo com All interno della suite risultano interessanti le seguenti applicazioni Surface water Modeling System SMS Watershed Modeling System WMS Sigla di identificazione Distrib Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 36 Schermate Software AQUAVEO Il Surface water Modeling System SMS un sistema software di analisi integrato in una interfaccia grafica che permette di visualizzare manipolare e comprendere dati numerici e le misure associate All interno del sistema SMS sono integrati numerosi tool che sono progettati per facilitare la creazione e la gestione di modelli numerici di fiumi coste insenature baie estuari e laghi Il sistema software WMS invece utilizzato per l analisi idrologica WMS permette eseguire la delimitazione automatica del bacino idrografico in esame e di calcolare importanti parametri come la zona del bacino la pendenza e le distanze di deflusso Fornisce anche un interfaccia grafica per diversi mod
64. bilit o disponibilit e ancor meno di sola adeguatezza garantita delle funzioni legate alla sicurezza safety related anche se diversi fattori potenzialmente negativi possono essere pi facilmente contrastati attraverso la progettazione passiva tra questi in senso lato anche la percezione del pubblico D altra parte progetti che prevedano un controllo attivo delle variabili permettono una attuazione molto pi precisa delle funzioni di sicurezza cosa particolarmente auspicabile in situazioni incidentali Sigla di identificazione ENSA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Parametri importanti di riferimento per il funzionamento di un reattore come 1 coefficienti di reattivit per la temperatura e per 1 vuoti in genere sono riferiti rispettivamente alla risposta termodinamica ed a quella per il cambiamento di fase nel processo di scambio termico del moderatore neutronico In linea col concetto generale enunciato all inizio di questo paragrafo reattori in cui il processo di scambio termico avvenga in condizioni operative caratterizzate da un coefficiente di vuoti negativo sono definiti a sicurezza intrinseca Va comunque osservato che una condizione di funzionamento anomala o incidentale potrebbe potenzialmente alterare il processo e portare il reattore in situazione insicura Dovrebbe allora essere previsto l intervento di un sistema a sicurezza passiva atto a garantire un coefficiente di vuoti negativo a prescinder
65. calore residuo e sistema di trattamento del refrigerante del primario e sistema di refueling e sistema di raffreddamento di emergenza del vessel e sistema di riempimento e svuotamento del circuito primario e sistema di riscaldamento elettrico del circuito primario e sistema di ventilazione di emergenza e sistema di rilevamento di danneggiamento del cladding A titolo di esempio si riporta lo schema di una possibile configurazione per il Chemistry Control System di un LFR Questo sistema ha il compito di controllare la concentrazione di ossigeno nel refrigerante primario per la prevenzione dell ossidazione del piombo Figura 30 34 Sigla di identificazione i Distrib ENE Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L H meter LI Section of sorbers Ar H with silicagel Section of sorbers with silicagel Hygrometer I a Oxygen sensors Figura 30 Un possibile schema per il Chemistry Control System di un LFR 4 3 2 Software per la simulazione del sistema secondario Il sistema secondario di un impianto LFR si differenzia da quelli generalmente adottati negli impianti nucleari refrigerati ad acqua Nei PWR e BWR infatti il vapore inviato in turbina in condizione di saturazione mentre nei nuovi reattori LFR con un secondario con un ciclo acqua vapore stante una maggiore temperatura raggiunta nel circuito primario previsto l impiego di vapore surriscaldato avvicinando le condizioni operat
66. categorie di modelli di processo necessari alla piattaforma ed stata effettuata una prima selezione che ha consentito di rappresentare una architettura di riferimento per la Piattaforma Ingegneristica Tale piattaforma avr elevati gradi di flessibilit per massimizzare la sua fruibilit da parte dei vari soggetti potenzialmente interessati Note Autori E Negrenti B Fresilli G Di Costanzo M D Apice C Innarella C Parisi M Serra A Tripi M Cappelli ENEA Copia n In carico a oe TT mw I I oe S o es ee DESCRIZIONE DATA Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Indice i Inroduzione sa essed cecscns ze cocecce cee secceceseacciaccoeaeecetsacesacesassacecoaceaeasiecesaanesaecvaskecounacuiecasassacencaaecacdeasieseteaneeenseaeieweeens 6 2 Caratteristiche dei reattori al piombo descrizione di massima di un reattore al piombo e problematiche COES CIPE PRA ARR cncunud E sea care veicsoncunetssscsescususcatevauesencnaes tate MIRROR OI CREO RIO ECO O TTT 9 2 1 Lo sviluppo dei primi reattori refrigerati al Piombo LFR iii 9 22 AIN li 11 2 lodare 15 2 4 Materiali strutturali e fabbricazione iii 17 2 5 Situazione attuale dei reattori al piombo stato dell arte iii 22 2 5 1 Primi reattori al Piombo per applicazioni militari 23 2 5 2 Recenti sviluppi in Russia BREST 300 SVBR 75
67. cato uno spazio opportuno ai modelli software utilizzabili in una Piattaforma Ingegneristica per analizzare gli effetti di eventi naturali estremi tornado tsunami uragani sulla centrale Analogamente sono stati considerati modelli software che permettano di valutare con tecniche numeriche aggiornate ed accurate 1 processi di dispersione di inquinanti radioattivi eventualmente rilasciati in caso di incidenti severi Nel definire le soluzioni modellistiche di riferimento o di primo tentativo si anche iniziato a considerare la opportunit di avere soluzioni alternative e complementari ad es complesse e molto accurate vs veloci ed essenziali per alcune delle aree di simulazione al fine di garantire la totale flessibilit della Piattaforma nell essere utilizzata con focus variabile in funzione della applicazione considerata ovvero consentire all utente di selezionare le versioni pi sofisticate o quelle pi fast running dei moduli componenti la piattaforma in modo libero ed il pi possibile indipendente Con tale margine di flessibilit sar possibile usare lo strumento sia per analisi in cui il focus su un dato sistema ed il resto di impianto necessita di una trattazione ragionevole e non eccessivamente pesante in termini di CPU e di lavoro utente che per studi in cui l attenzione va primariamente sull impianto nel suo complesso La presente attivit di progettazione di massima di una piattaforma simulat
68. ccccaccecccececccccceccecccecccecececcceccees 27 Pisura 10 Schema Reattore MYRRHA criari ninna E EE AEA dentro ENR AE Zi Figura 11 Spaccato del Reattore MYRRHA sirena rara 28 Figura 12 Schema di massima del reattore SSTAR iii eee eee eee eee eee eee eee 31 Figura 13 ELSY Primary SVSteim CONIISUTAHOD cirie 32 Figura 14 ELSY RVACS Reactor Vessel Air Cooling SYyStemM e iiiiiiiiieee eee eee eee eee eee 33 Fear To seA0mi Reator ALFRED siriana 36 Figura LO Nocciolo Reattore ALERE D eessen nn E EEEE EE SEER EE 36 Figura 17 Dettaglio del Generatore di Vapore seseeseseessseseseseeeeeeeeeerreerreerreererererreeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeereeeeeeeeeeeeeees 37 Figura 18 Barre di controllo di nocciolo di reattore refrigerato al Pb ccccecccccececccceeceeeceeeeeeeeeeeeeeess 43 Figura 19 Ciclo del Combustibile con reattori LFR Lii 45 Figura 20 Ciclo del Combustibile con bruciamento Attinidi Minori Lc 46 Figura 21 Temperature massime raggiunte nel nocciolo e nei rivestimenti delle barrette nel caso di incidenti Protected da G Bandini Design Base Accident Analysis rif CIt MM 54 Figura 22 Temperature raggiunte nel nocciolo e nei rivestimenti delle barrette nel caso di incidenti Unprotected da G Bandini Design Base Accident Analysis rif Cit 54 Figura 23 Simulatore Westinghouse di sala controllo dell impianto AP1000 cccee
69. ccreeceeeeeeeeeeeeeees 56 Figura 24 Console principale di comando del simulatore ingegneristico ES 1000 sviluppato da ENEA Westinghouse per l impianto PW R PUN ssssissiscrasesarcnscoddenacdasadacaconacenccesadenarouiusteddianiGesanentenidsenceenadosaeenat 57 Figura 25 Simulatore di ingegneria LAB IAS sssccccsccacsstessaccenccoutdansbianascncenseneensanncsecueadusseweandenlaraceacemcterescasaasens 58 Figura 26 Sinottico di un simulatore educational IAEA sviluppato da Cassiopeia Technologies Inc 60 Fig ra 2 La piattaforma RELAPS HD oso lara 65 Figura 28 Il modello del reattore a quattro loop secondo la piattaforma RELAPS HD eeeeees 66 Figura 29 Il modulo 3D del CATHARE schematizzazione del nocciolo eeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeereeeereeeeeeeeessee 67 Figura 30 Un possibile schema per il Chemistry Control System di un LER cccccccceceeeeeeeeeeeeeeeeeeeeees 68 Figura 31 Serbatioio ACQUA dI EMEFSCNZA supina done iaia saran aa 70 Figura 32 Simulazione effetti Tornado su serbatolo cc ceci 71 Figura 33 Simulazione di impatto di proiettile generato dal Tornado 71 Figura 34 Interfaccia di Autodesk Simulation Mechanical iii 72 Fig r 33 Sim lazione di UrapanO RR 74 Figura 36 Schermate Software AQUA V EO beaccsccrcscceseneaninadieneas setmnsaslonsibacacsieteusaninadieneatcnseneddeneneedeaticnnadsegehencentenees 75 Figuri 37 Stmulazione di Ura gan sacks
70. ciente Espansione radiale pcm K 0 829 0 860 Vita media dei neutroni s 7 194 E 7 7 372 E 7 Frazione dei neutroni ritardati B pcm 338 337 2 3 Termoidraulica del refrigerante La termoidraulica dei metalli liquidi pesanti o HLM Heavy Liquid Metal non precisamente la stessa dei fluidi refrigeranti convenzionali Ci sono due tipi di questioni aperte in questo settore La prima legata alla natura stessa dei metalli liquidi pesanti Il numero di Prandtl degli HLM Pr di piombo a 400 C di 0 019 pi di 2 ordini di grandezza inferiore a quella dell acqua e dell aria Questo perch hanno una conducibilit termica W mK significativamente pi alta un calore specifico Cp J kgK pi basso ed una minore viscosit cinematica Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Un numero di Prandtl basso significa che lo spessore dello strato limite viscoso pi piccolo rispetto allo strato limite termico Nel flusso di gas o acqua lo spessore dello strato limite termico e quello viscoso sono dello stesso ordine di grandezza di conseguenza il numero di Prandtl circa 1 Con il piombo in condizioni di flusso laminare la conduzione molecolare a controllare il trasferimento di calore Di conseguenza le correlazioni non dimensionali classiche per il trasferimento di calore si possono applicare anche al metallo liquido Invece In condizioni di flusso turbolent
71. della tecnica della simulazione a patto che siano disponibili tutti 1 dati proprietari del DCS In tal caso la riduzione dei costi di licenza dell hardware e del software relativo viene tuttavia ripagata in termini di un aumento del tempo richiesto per la validazione dei modelli di simulazione e per una valutazione complessiva dell affidabilit dell intero sistema simulato Per quanto riguarda l Interfaccia Uomo Macchina la scelta della tecnica da impiegare dipende dall interfaccia di comunicazione e dalle scelte tecnologiche L emulazione particolarmente indicata quando si hanno a disposizione macchine di calcolo potenti e avanzate Per piattaforme di calcolo commerciali la stimolazione pu essere la tecnica migliore perch riproduce meglio la complessit dell impianto La simulazione resta da preferire nel caso dei pre test e in tutta la fase di prototipazione che accompagna lo sviluppo Una volta scelta sulla base delle specifiche di progetto quale tipo di tecnica adottare per il simulatore possibile affrontare uno studio di fattibilit che scenda nel dettaglio della singola strumentazione dell impianto scelto Una rassegna dettagliata sui sistemi di strumentazione e controllo per impianti a metallo liquido riportata nel documento del presente Programma Annuale di Realizzazione 2012 intitolato Analisi dei sistemi di strumentazione e controllo previsti in alcuni progetti su reattori al piombo attualmente in sviluppo
72. dente temperature per le guaine il combustibile ecc generalmente inferiori a quelle registrate negli altri due tipi di incidenti sopracitati La solidificazione del circuito primario comunque un caso ancora in una fase di studio preliminare 21 e Grande rottura nel circuito secondario con depressurizzazione I generatori di vapore negli LFR sono contenuti all interno del vessel pertanto una rottura nel circuito secondario ad eccezione della rottura di un tubo nei generatori di vapore caso trattato in seguito non pu che avvenire all esterno del vessel stesso Di conseguenza una grande rottura nel circuito secondario seguita dalla depressurizzazione comporta la chiusura delle valvole di ammissione dell acqua di alimento e di isolamento delle linee vapore e praticamente l isolamento del circuito primario nei confronti del secondario con l evidente perdita del pozzo freddo heat sink Tali condizioni sono molto simili a quelle riscontrabili nell incidente di perdita di tutti i generatori di vapore trattato in precedenza PLOH e ULOH Come si vede nella Figura 21 e Figura 22 1 valori delle grandezze di interesse in questi due tipi di incidente sono confrontabili 14 e Rottura di un tubo nei generatori di vapore Steam Generator Tube Rupture o SGTR 22 La rottura di un tubo all interno di un generatore di vapore uno di quegli incidenti che pur essendo contemplati negli impianti nucleari raffreddati ad acqua PWR in un
73. dentificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 AJo SIMULAZIONE inciden SN iii 88 4 7 6 Simulazione impatti sul territorio iaia 88 4 7 7 Simulazione eventi naturali estremi e loro impatti su centrale 88 AJS Simulazione SERE iii 89 bi SONA IV VAM ACEC itaca 89 465 I SIMUIGLOTT IN SCRTETISIICL COMNETA neriie its nr iss e ENEN R EA NAAA TEA 90 S CONCIUSIOnI uil liti iaia 92 6 Riferimenti biblios racing 94 Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Indice delle figure Figura 1 Programma di ricerca per reattori al piombo LER SRP ccccecesccceeeeeeceeececeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeeees 8 Figura 2 Fuel Asembly nocciolo di ELSY ect cassiies ices ceectcaivdtinsiesid cigs aeadivesieded dacebceadiesesedevc dese devencdletaneedad devescnndenescs 12 Figura 3 Fuel Assembly nocciolo di ALFRED iii eee 13 EC 00 TT 13 Peara occo od AL RE D ee E N atecteceaecienecedencnaceeacteennseencceseaes 14 Figura 6 Andamento dei principali Attinidi in funzione del Burnup nocciolo Adiabatico 14 Figura 7 Andamento Reattivita nocciolo Adiabatico eee 15 Fisura s Sezione verticale Reattore BREST a scsceisesneacecrcnnseehsinenesedsnsndedsteeneendcnastebedsnnabdecennaedcesntedabawseandsenctabdens 25 Figura 9 Sezione verticale Reattore SVBR 75 ccccccccssccscscccsccccccscccccccccccccc
74. di conseguenza le dimensioni del vessel previste intorno ai 10 metri di altezza per 12 metri di diametro Quattro pompe primarie alimentavano due generatori di vapore ognuna I generatori di vapore in numero di otto erano collocati all interno del contenitore principale P Safety Vessel LLA A T T T He Steam So Pins Pump Figura 13 ELSY Primary system configuration Per quanto riguarda la rimozione del calore di decadimento residuo questa era affidata ad un sistema Reactor Vessel Air Cooling System o RVACS con scambiatori di calore a tubi ad U disposti attorno al Cinotti L et al The ELSY Project Paper 377 Proceeding of the International Conference on the Physics of Reactors PHYSOR Interlaken Switzerland 14 19 September 2008 Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L vessel Figura 14 Il sistema concepito per funzionare in modo passivo ma mentre era sufficiente nel caso di reattori di piccola taglia nel caso di ELSY doveva essere affiancato da ulteriore sistema a quattro loop per almeno un mese dallo spegnimento del reattore Il combustibile previsto era una miscela di ossidi misti di Uranio e Plutonio MOX Per quanto attiene la configurazione dell impianto non era prevista la presenza di un circuito di raffreddamento intermedio Per il circuito primario il progetto prevedeva una temperatura del piombo di 400
75. e dalle condizioni in atto nel reattore 2 6 1 Aspetti di sicurezza nei reattori LFR Nel caso degli LFR le caratteristiche fisiche del Piombo garantiscono di per s una serie di vantaggi dal punto di vista dell esercizio e sicurezza dell impianto Elevata massa atomica 207 Ridotta sezione d urto di assorbimento neutronico Elevato punto di ebollizione 1737 C Chimicamente inerte con l aria e l acqua Nessuna reazione chimica che possa portare alla formazione di Idrogeno Buone propriet di scambio termico Alta capacit di ritenzione dei prodotti di fissione Elevata densit 10 5 er em a 400 C Vediamo ora in dettaglio come queste caratteristiche impattino sul funzionamento e la sicurezza del reattore L elevata massa atomica ed la ridotta capacit di assorbimento neutronico rendono il Piombo liquido un mezzo a bassa moderazione neutronica con alte capacit schermanti Tutto questo permette di mantenere uno spettro neutronico duro nel nocciolo a tutto vantaggio del migliore sfruttamento del combustibile che avr un ciclo di vita pi lungo per il contemporaneo bruciamento di buona parte degli Attinidi Minori MA Nel caso di ELSY il contenuto di MA all equilibrio si aggira attorno ai 310 Kg con un BR 1 Le scarse capacit moderanti del Piombo consentono inoltre di distanziare opportunamente le barrette di combustibile nella griglia di nocciolo in modo da ridurre le perdite di carico attraverso il nocci
76. e e simulazione cfr IAEA publication IAEA TECDOC 1500 Guidelines for upgrade and modernization of nuclear power plant simulators La stimolazione consiste nell implementazione sul simulatore di una replica del DCS dell impianto di riferimento impiegando hardware effettivo del DCS e software applicativo come installato sull impianto considerato L emulazione consiste nell implementazione sul simulatore del DCS dell impianto di riferimento impiegando lo stesso software installato sull impianto ma con un hardware semplificato si parla in tal caso di macchina virtuale La simulazione consiste nell implementazione sul simulatore del DCS dell impianto di riferimento simulandone le principali funzionalit attraverso modelli e tool di simulazione Ognuna di tali tecniche presenta vantaggi e svantaggi che dipendono spesso dall applicazione considerata dalla tecnologia scelta dal tipo di simulatore desiderato dai costi In generale la stimolazione preferibile per il pre testing di variazioni di impianto o per implementare rapidamente delle modifiche grazie alla maggiore capacit di replica delle propriet fisiche e funzionali dell impianto Se il parametro economico diventa vincolante allora preferibile la tecnica dell emulazione che garantisce un minore livello di replicabilit fisica e funzionale ma con costi ridotti Un ulteriore diminuzione del budget di spesa complessivo disponibile conduce alla scelta
77. e il funzionamento del reattore 2 5 4 SSTAR Small Secure Transportable Autonomous Reactor Il progetto SSTAR un reattore di piccola taglia scalabile da 10 a 100 MWe concepito negli Stati Uniti sulla base delle seguenti caratteristiche Un nocciolo sigillato e di lunga durata 15 30 anni che non prevedesse il refueling in sito Trasportabilit dell intero nocciolo e del vessel via mare o via terra Interventi degli operatori e manutenzione ridotti al minimo Controllabilita locale e in remoto Necessit di infrastrutture per l installazione nel sito ridotte al minimo Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Limitato impatto per quanto riguarda l operabilit e la sicurezza dell impianto Questi requisiti hanno portato al progetto di un reattore dimostrativo a spettro neutronico veloce a circolazione naturale raffreddato al piombo di 20 MWe 45 MWt per realizzare impianti che potessero essere connessi anche in reti di estensione limitata come ad esempio si trovano nei Paesi in via di sviluppo o comunque per soddisfare le esigenze di comunit isolate o ristrette E previsto che il nocciolo sia sigillato e che abbia una durata di circa 30 anni dopodich venga sostituito integralmente con un nocciolo fresco ci oltre che diminuire i costi di refueling presenta degli innegabili vantaggi per quanto riguarda il controllo della produzione e della gestione di
78. e nuclei di piombo estremamente ridotta motivo per cui insieme alla sua bassa sezione di assorbimento il Piombo esso pu essere adottato quale refrigerante in un reattore a spettro veloce Tabella 1 Caratteristiche nucleari di metalli liquidi confronto Na Pb Parametro Na Ph _ Average Lethargy Logarithmic Energy 0 0825 0 00963 Loss amp Moderating Power amp x cm 0 0176 0 00284 Questo bassissimo potere moderante ed assorbente ha come conseguenza la possibilit di impiegare noccioli con un P D leggermente aumentato p es 1 32 per ELSY e ALFRED rispetto a quelli generalmente Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L utilizzati nei reattori veloci al sodio 1 28 1 10 La review dei lavori fino ad oggi presentati ha consentito di riassumere nelle Tabella 2 le tipiche dimensioni di due noccioli analizzati in diversi progetti internazionali Tabella 2 Parametri fondamentali dei noccioli di LFR analizzati 291 9 20 C Raggio interno pin mm Diametro esterno pin mm po NAD Diametro interno Clad mm Altezza attiva core m 1 32 La Figura 2 e Figura 3 riportano le geometrie delle fuel assemblies di ELSY e ALFRED mentre nella Figura 4 e Figura 5 sono riportate le disposizioni dei diversi arricchimenti del combustibile del blanket e delle control rods nel nocciolo ae e 291 9 mm FA size at 20 Figura 2 Fuel Asembly nocci
79. e presso il CIPA 2 di 2 4 6 Simulazione di Sistemi I amp C in reattori a metallo liquido I sistemi di strumentazione e controllo I amp C di un reattore nucleare garantiscono all operatore la possibilit di monitorare controllare e tenere in protezione tutti 1 sistemi rilevanti di impianto istante per istante Si tratta pertanto di uno degli aspetti principali da tenere in conto in fase di progettazione di un nuovo impianto poich da essi dipende la garanzia che 1 parametri rilevanti per le performance e la sicurezza siano sempre e in ogni condizione all interno degli intervalli previsti dal progetto Nel caso dei reattori raffreddati a piombo o piombo bismuto liquido a causa dello scarso numero di progetti sviluppati con successo e della riservatezza dei dati dei progetti recentemente conclusi o attualmente ancora in fase di sviluppo non possibile disporre della documentazione necessaria a svolgere una rassegna completa ed esaustiva dei sistemi di strumentazione e controllo che compongono un reattore di riferimento Cionondimeno in questa fase preliminare di studio di fattibilit opportuno prescindere dal reattore di riferimento e concentrarsi sugli aspetti generali del progetto di un sistema I amp C all interno di un simulatore di impianto Di conseguenza in molte delle scelte sar sufficiente riferirsi a sistemi di strumentazione controllo e protezione sviluppati per impianti refrigerati ad acqua o a sodio liquido evide
80. e un computer Client che coordina le informazioni dati provenienti in parallelo da n computer Server dove sono installati 1 codici di neutronica e le copie del RELAPS 3D Figura 27 Il modello di un impianto nucleare e convenzionale pu essere parallelizzato implementando in ogni copia del Relap5 3D un componente G V per esempio o pi componenti e il nocciolo con il codice SIMULATE 3R o con il codice REMARK TM per la neutronica La Figura 28 mostra il modello di un reattore termico sviluppato in passato su piattaforma HD Altri codici o toolbox possono essere inseriti nella piattaforma HD JControl TM JADE TM Control Logic Modeling Software JElectric TM JADE TM Electrical Network Modeling Software JTopmeret TM JADE TM Two Phase Fluid Modeling Software I transitori principali simulabili sono Piccoli e grandi LOCA Loss of Coolant Accident Mancanza di acqua alimento nel circuito primario caso del reattore termico Mancanza di acqua alimento nel circuito del G V Stop portata linea vapore Isolamento del G V per bloccaggio valvole di isolamento Rottura del fascio tubiero nel G V e mescolamento acqua primaria con acqua vapore Secondario caso del reattore termico pressurizzato trip di una o pi pompe trip di turbina distacco del carico e scram del reattore una combinazione dei precedenti Operativi avviamento variazione del carico spegnimento reattore ecc L utilizzo di m
81. el refrigerante primario cosa che renderebbe impossibile il monitoraggio ottico remotizzato delle operazioni Nelle fasi di manutenzione andrebbe inoltre tenuto sempre presente il problema della possibile solidificazione anche parziale formazione di tappi del refrigerante primario con possibili impedimenti alla circolazione del flusso in zone a temperatura ridotta Sotto questo aspetto le procedure dovranno prevedere dettagliate linee guida per il costante monitoraggio e mantenimento della temperatura al di sopra di opportuni set point tramite sistemi di riscaldamento elettrici 3 2 Simulazione degli incidenti negli LFR Alcune tipologie di incidenti degli impianti LFR possono rientrare in qualche modo in una casistica gi studiata per gli LWR Light Water Reactor LWR altre sono particolari oppure presentano modalit di evoluzione completamente diverse Diversi studi ed esperimenti sono in corso per valutare 11 comportamento degli LFR nei vari transitori incidentali Comunque a parte gli esperimenti di base un esempio per tutti il comportamento del piombo a contatto con acqua in pressione 1 risultati e le conclusioni risentono delle diverse tipologie di impianto e delle differenti soluzioni costruttive degli impianti Come punto di partenza necessario sottolineare alcune peculiarit dei reattori refrigerati con il piombo Non si ha la pressurizzazione del reattore neppure in caso di incidente perch la temperatura di ebolli
82. el sito d interesse con la possibilit di inserire le infrastrutture oggetto di studio si rivela fondamentale per valutare l impatto distruttivo di un evento come lo tsunami In tal senso stato valutato il software Makai Voyager che permette la visualizzazione e l analisi in formato 3D 4D dei dati geospaziali della terra nelle seguenti varianti immagini del terreno e dei rilievi LIDAR Laser Imaging Detection and Ranging volumi e flussi dei mari e dell atmosfera Makai Voyager stato sviluppato specificatamente per esplorare e comprendere grandi simulazioni ambientali in funzione del tempo e delle specificit del sito analizzato Utilizzando Makai Voyager come base di partenza per gli aspetti di visualizzazione e d integrazione di dati quali mappe GIS e tabelle di dati possibile impiegare tool aggiuntivi specifici per alcuni campi d applicazione comuni come quelli di seguito elencati Climatologia Oceanografia e ingegneria Militare Gestione dei disastri ambientali Management climatico dei Data Center Nel caso della gestione dei disastri ambientali Makai Voyager fornisce un tool integrato che permette la simulazione dei disastri naturali e l impatto che hanno sulle attivit umane I disastri naturali sono intrinsecamente caratterizzati da 4 dimensioni 3D pi il tempo e quindi la loro comprensione richiede la possibilit di visualizzare e analizzare 1 modelli di grandi dimensioni 4D prodotti da
83. elli idraulici e idrologici Con la sua gestione dei sistemi di coordinate WMS in grado di visualizzare e sovrapporre dati in coordinate reali Il programma offre anche molti strumenti di visualizzazione ottimizzati per le superfici di terreno ed esportazione delle immagini per 1 report e le presentazioni Case study inondazione Utilizzando la combinazione dei software SMS e WMS stato condotto uno studio sui possibili scenari d inondazione generati dalla rottura catastrofica di una nuova diga sul corso di un fiume Il progetto ancora in fase di definizione e quindi risulta utile valutare l impatto ambientale a priori in modo tale da effettuare eventuali modifiche progettuali Al fine di determinare la portata della piena in seguito alla rottura catastrofica della diga Aquaveo ha sviluppato un modello di moto bidimensionale utilizzando il tool TUFLOW integrato in SMS Per coprire una superficie di circa 63 kmq stato utilizzato un modello a griglia con celle da 30 metri mentre 64 4 milioni di metri cubi di acqua sono stati diffusi in tutto il dominio del modello in diversi scenari di rottura della diga Le profondit di inondazione sono state calcolate dal modello con una spaziatura di 15 metri Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 37 Simulazione di Uragano Utilizzando un modello di moto bidimensionale per rappresentare la rottura della diga s1 potuto ten
84. ello del reattore a quattro loop secondo la piattaforma RELAP5 HD Sigla di identificazione Distrib Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 29 Il modulo 3D del CATHARE schematizzazione del nocciolo 4 3 Software per sistemi secondari ausiliari e di emergenza 4 3 1 Software per la simulazione dei sistemi ausiliari e di emergenza Lo sviluppo dei progetti degli LFR prevede la progettazione di un insieme di sistemi ausiliari e di emergenza Al di fuori delle realizzazioni dei reattori russi allo stato attuale alcuni sistemi sono ancora in corso di definizione anche alla luce delle sperimentazioni in corso Presentemente 1 sistemi che hanno raggiunto un sufficiente grado di sviluppo sono quelli relativi alla rimozione del calore residuo Decay Heat Removal o DHR ed in parte quelli del trattamento del refrigerante primario Chemistry Control System o CCS che corrisponde funzionalmente al Chemical and Volume Control System CVCS dei PWR Per quanto attiene la simulazione legata alla termoidraulica il software utilizzabile essenzialmente quello illustrato nei precedenti paragrafi e cio RELAP o CATHARE Ci non toglie che possano essere individuate soluzioni diverse anche in considerazione della maggiore semplicit dei sistemi ausiliari rispetto a quelli principali nocciolo GV etc Di seguito si riporta la lista di alcuni tra 1 pi importanti sistemi ausiliari e di emergenza 33 e sistema di rimozione del
85. ente una grandezza usata in fluidodinamica che permette di individuare un diametro caratteristico anche per sezioni non circolari utile per valutare grandezze caratteristiche dei fenomeni di trasporto come ad esempio il numero di Reynolds Sigla di identificazione Distrib ENEAN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L La tipologia dei codici di simulazione termoidraulica da utilizzare per 1 reattori refrigerati a metallo liquido quella classica e cio codici RANS Reynolds Average Navier Stokes codici LES Large Eddy Simulation e codici DNS Direct Numerical Simulation L approccio di tipo RANS e stato valutato da Chang and Tavoularis 2007 2008 Baglietto 2007 Cheng and Tak 2006 Baglietto and Ninokata 2003 Questi autori sono giunti alla conclusione che sono necessari dei modelli di flusso anisotropi per la descrizione efficiente dei flussi secondari che influenzano il trasporto del calore e che una cura particolare deve essere posta nella trattazione numerica dello strato limite in prossimit delle pareti calde specialmente nel caso dei metalli liquidi dove si ha un basso numero di Prandtl e per cui l analogia di Reynolds tra calore e trasferimento del momento non pi valida L approccio URANS Unsteady RANS si rivelato pi accurato nella maggior parte dei casi ma risulta pi oneroso dal punto di vista computazionale Merzari et al 2007 2008 Ninokata and Merzari 2007 Baglietto 2007
86. enti Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L In tal senso prendiamo a riferimento il caso della centrale nucleare della societ Arkansas Nuclear One situata nella citt di Russellville Arkansas USA dove si riscontrano circa venti tornado ogni anno e illustriamo l applicazione di un software di simulazione per la progettazione sicura di un impianto ausiliario Nei primi anni ottanta del secolo scorso si presentata l esigenza di costruire un nuovo serbatoio di acqua per il raffreddamento d emergenza e per la progettazione stata richiesta espressamente la resistenza ai tornado molto frequenti nei pressi del sito Figura 31 Serbatioio acqua di emergenza E stato dapprima utilizzato l approccio di progettazione classico che consiste nell eseguire la progettazione di massima e poi passare ad un modello in scala per valutare il comportamento agli eventi esterni Tale approccio per oltre a essere costoso risulta pure poco flessibile e richiede lunghi tempi d esecuzione Si cercato quindi di utilizzare un software che permettesse di simulare il comportamento del serbatoio quando sollecitato dal tornado in varie condizioni di forza del vento angolo d impatto e livello di acqua presente nel serbatoio Tramite il software Accupak VE Mechanical Event Simulation della societ ALGOR stato possibile valutare le deformazioni subite dal serbatoio in funzione della for
87. er quantificare la resilience del progetto innovativo rispetto ad eventi Beyond Design Bases La pi profonda dimostrazione di maggior sicurezza dei reattori di IV generazione verr dalla considerazione di eventi interni ed esterni di particolare gravit anche se di bassissima probabilit e dal poter concludere che anche in tali casi l impatto su ambiente e popolazione sarebbe molto limitato se non insignificante A tal fine sar necessario anche disporre di adeguati moduli di Impatto sul Territorio v appresso Simulazione impatti sul territorio Nel paragrafo 4 4 sono stati discussi aspetti di moderni software per l analisi della dispersione in aria di inquinanti anche radioattivi Tali software sono la base per una stima in caso di incidenti con rilascio dal contenimento delle esposizioni della popolazione e dei conseguenti prevedibili danni alla salute modelli di esposizione e di health effect non vengono descritti in questo lavoro non apparendo come significativamente evolutivi rispetto al passato ma rientreranno tra gli obiettivi della descrizione di dettaglio della architettura di una PSI da realizzare nel corso del PAR 2013 Il focus qui sulla selezione di tools ad alta accuratezza ma accettabile consumo di tempo in grado di fornire concentrazioni con adeguata risoluzione spazio temporale nei dintorni della centrale modelli short range o micro e valori pur sempre accurati e credibili a distanze ma
88. er conto del volume d acqua disponibile e rappresentare 11 comportamento bidimensionale dell onda di piena Impostando il modello con il software SMS stato possibile creare immagini significative dei possibili scenari di rottura della diga e dei risultati post processo per lo sviluppo di altri insiemi di dati tra cui la misura massima dell inondazione Per maggiori dettagli fare riferimento al link seguente http www aquaveo com profile la vega dam break Per 1 requisiti di sistema richiesti fare riferimento al link seguente http www xmswiki com xms System_Requirements 4 5 Modellistica per la dispersione degli inquinanti a diverse scale Nel corso degli ultimi anni la valutazione delle possibili conseguenze radiologiche di un incidente strutturale presso un impianto nucleare o di un attacco terroristico associato ad un rilascio di sostanze radioattive stata al centro dell interesse nella preparazione di piani di emergenza degli specialisti di protezione dalle radiazioni nonch di esperti che si occupano della dispersione di sostanze nocive nell atmosfera Strumenti adatti per queste analisi sono applicazioni di modelli matematici e fisici per la simulazione di questo tipo di eventi in condizioni realistiche Notevoli passi avanti sono stati fatti negli ultimi anni per superare le limitazioni intrinseche dei modelli Gaussiani e oggi si dispone di modelli tri dimensionali 3D in grado di riprodurre al meglio le caratteristiche
89. er graphics per quanto attiene al software e dell adozione di schermi LCD o tecnologia similare di grandi dimensioni per ci che riguarda l hardware Le modalit operative sui simulatori hanno conseguentemente seguito la stessa evoluzione al punto che le interfacce dei simulatori full replica e quelle dei simulatori ingegneristici hanno finito per assomigliarsi Sigla di identificazione Distrib ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L A titolo di esempio la Figura 25 illustra un simulatore ingegneristico utilizzato in Brasile dall istituto di ricerca LABIHS Laboratorio de Interfaces Homem Sistema in collaborazione con IEN Instituto de Engenharia Nuclear ed il CNEN Institute of Comiss o Nacional de Energia Nuclear Questo simulatore ingegneristico riproduce il comportamento di un tipico reattore PWR a tre loop ed usato principalmente per studi di interfaccia uomo macchina Figura 25 Simulatore di ingegneria LABIHS Il funzionamento sicuro ed efficiente di una centrale nucleare richiede personale qualificato che abbia seguito un adeguato percorso formativo In tempi recenti si poi affermato il principio di estendere 1 percorsi tecnici formativi anche al personale non direttamente impegnato nella effettiva conduzione dell impianto Tra questi sono inclusi 1 responsabili della formazione i responsabili della sicurezza nucleare 1 supervisori e coordinatori per la pianificazione delle operazioni e
90. erazioni seguenti La tabella indica anche l EM12 un acciaio ferritico martensitico sul quale sono state fatte delle ricerche in Francia per applicazioni al cladding e ai canali nei reattori veloci Su altri acciai della prima generazione sono state fatte ricerche in Germania W Nr 1 4914 e nel Regno Unito FV448 Tutti questi acciai sono risultati promettenti per le applicazioni nucleari Tuttavia a partire dagli anni 70 le industrie siderurgiche e produttrici di energia hanno migliorato questi acciai e per applicazioni nucleari future come gli LFR gli acciai migliorati che hanno sostituito la prima generazione dovrebbero permettere al progettisti di impianti nucleari migliori possibilit di raggiungere le elevate temperature richieste dai nuovi reattori Dato che contengono cobalto gli acciai della quarta generazione non sono adatti per usi nucleari Ciononostante l uso di acciai ferritici martensitici della terza generazione dovrebbe permettere un incremento delle temperature operative di circa 50 C I programmi russi hanno sviluppato l acciaio EP823 specificatamente per l uso con il piombo bismuto l EP 823 un acciaio ferritico martensitico 12Cr con elevati livelli di silicio 1 3 peso Negli Stati Uniti attualmente non vengono prodotti acciai confrontabili Lo sviluppo di acciai per gli LFR potrebbe richiedere la realizzazione di leghe similari Per ottenere una migliore resistenza allo sviluppo di cricche da un acciaio ferritico so
91. eresting also for Uranium mine i proliferation resistance Figura 19 Ciclo del Combustibile con reattori LFR Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Sulla base del concetto di equilibrio esteso stata quindi sviluppata la teoria del reattore adiabatico mirata al progetto di un reattore che non scambi con l ambiente alcun materiale energeticamente pregiato da cui 1l termine adiabatico in particolare Plutonio e Attinidi Minori con evidenti ricadute positive anche dal punto di vista della security resistenza alla proliferazione di materiale fissile dell impianto L esercizio adiabatico di un reattore pu essere realizzato caricando il nocciolo con combustibile in equilibrio ovvero tale da compensare ogni fissione con un processo di fertilizzazione per trasmutazioni successive in modo da convertire quindi tutto l Uranio soltanto in energia e prodotti di fissione Va comunque osservato che la chiusura effettiva del ciclo del combustibile presuppone un reattore in grado di operare con combustibile la cui composizione sia quella derivante dal ritrattamento dei propri rifiuti E a questo punto necessario ripensare lo schema logico di progetto dei noccioli nucleari partendo dalla definizione della composizione di equilibrio del combustibile e subordinando a quest ultimo l intero progetto del nocciolo Questo nuovo approccio progettuale gi stato applicato in taluni
92. etodi di calcolo semi impliciti per la variabile tempo unito alla parallelizzazione consente di aumentare la velocit di calcolo e di rispettare il tempo reale richiesto dai simulatori anche in caso di impianti molto complessi Il codice RELAP5 3D presente nei simulatori della GSE venduti in tutto il mondo n Pressurized Water Reactor 88 Boilyng Water Reactor 60 n Graphite Moderater Reactor RBMK 8 Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Advanced Gas Cooled Reactor AGR 4 Naval Reactor probabilmente veloci 4 n Fossil Power Plants 120 Per il reattore veloce al piombo possono essere utilizzate tutte le potenzialit del RELAP modelli nodalizzazioni capacit di simulare situazioni anomale ecc ma fondamentale sviluppare e inserire nella libreria del codice le correlazioni di scambio termico del piombo Tale sforzo e stato compiuto in ENEA e mediante la versione RELAP Pb ottenuta sono stati analizzati transitori di vario tipo per reattori refrigerati al Pb 14 Nell ottica della costruzione di una piattaforma ingegneristica con moduli a differente grado di complessita il codice RELAP non pone problemi potendo essere usata con nodalizzazione piu o meno spinta 23 24 25 1 4 2 2 CATHARE CATHARE Code for Analysis of THermalhydraulics during an Accident of Reactor and safety Evaluation un codice di sistema messo a punto per le anali
93. eutron Systems Development Gaps IAEA Vienna Austria 35 US NRC Accident Source Terms for Light Water Nuclear Power Plants NUREG 1465 1995 36 David I Chanin Mary L Young Code Manual for MACCS2 Volume 1 User s Guide Sandia Report SAND97 0594 1997
94. g USA 11 Ninokata H Merzari E 2007 Computational Fluid Dynamics and Simulation based Design Approach for Tight Lattice Nuclear Fuel Pin Subassemblies NURETH12 Pittsburg USA 12 Baglietto E Ninokata H Misawa T 2006 CFD and DNS methodologies development for fuel bundle simulations Nuclear Engineering and Design 236 1503 1510 13 G Grasso Intrinsic Safety through the ALFRED core design ENEA UTFISSM PRONOC in International Conference Nuclear 2013 Pitesti Romania May 22 24 2013 14 G Bandini Design Base Accident Analysis International Workshop on Innovative Nuclear Reactors Cooled by Heavy Liquid Metals Status and Perspectives Pisa 17 20 Aprile 2012 15 M Eboli I Angelo N Forgione G Bandini Loss of core integrity in a LFR system models and preliminary numerical analysis Cirten ENEA Ricerca Sistema Elettrico Accordo di programma ENEA MSE 16 Rapporto tecnico Loss of core integrity in a IFR system models and preliminary numerical analysis Accordo di programma ENEA MSE rapporto tecnico NNFISS LP3 062 17 Intrinsic Safety through the ALFRED core design Giacomo Grasso ENEA UTFISSM PRONOC International Conference Nuclear 2013 Pitesti Romania May 22 24 2013 18 A Alemberti ELFR The European Lead Fast Reactor Design Safety approach and Safety Characteristic in IMPACT OF FUKUSHIMA EVENT ON CURRENT AND FUTURE FAST REACTOR DESIGNS 19 23 MARCH 2012 HELMHOLTZ ZENTRUM DRES
95. ggiori simulazioni medium range o local in genere su scala provinciale regionale e distanze tipiche delle decine di Km La accuratezza di tali elementi della piattaforma di simulazione appare uno degli elementi strategici per la credibilit della progettazione e delle verifiche di sicurezza dei nuovi reattori Gen IV I software brevemente discussi in questo capitolo potrebbero gi fornire una soluzione relativamente leggera Soluzioni pi sofisticate e time demanding potranno venire dalla considerazione dei tools attualmente di punta quali quelli realizzati da ARIA Technologies nell ambito del progetto AIRCITY Simulazione eventi naturali estremi e loro impatti su centrale Le principali lessons learned dall incidente di Fukushima cos come sottolineato pi volte nel corso degli ultimi due anni dal network dei regulators ENSREG ed altri soggetti internazionali e nazionali riguardano la sottovalutazione degli effetti di eventi naturali estremi di bassa probabilit e forte intensit Se una crescente sensibilit verso gli eventi sismici e gli tsunami appare semplicemente ovvia colpisce il richiamo a considerare molto meglio che in passato gli eventi Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 4 7 8 4 7 9 estremi di tipo meteo Probabilmente tale accento legato alla diffusa percezione che a causa dei cambiamenti globali e l atteso riscaldament
96. ghe o metalli refrattari I composti di carbonato di silicio sono 1 principali candidati tra 1 materiali per 1 componenti ad alta temperatura degli LFR La maturit tecnologica dei composti SIC molto pi bassa di quella degli acciai austenitici o ferritici martensitici quindi il loro uso per lo sviluppo di LFR ha una prospettiva a pi lungo termine rispetto alle versioni per basse temperature e le questioni riguardanti la resistenza alle alte radiazioni i costi e la fabbricabilit sono ancora aperte A causa dell infragilimento per radiazioni tipico delle leghe a base di Ni ed a causa della scarsa resistenza a frattura e della bassa resistenza all ossidazione le superleghe ed 1 metalli refrattari probabilmente non sono applicabili agli LFR se non con significativi miglioramenti Stabilit alle radiazioni Solo per un limitato numero di leghe metalliche ed un composto ceramico sono disponibili dei dati significativi riguardo alla stabilit alle radiazioni sotto le condizioni degli LFR Tali dati sono disponibili per gli acciai inossidabili austenitici 304 e 316 Inoltre una lega chiamata D9 stabilizzata al Ti simile al 316 stata sviluppata nei programmi per reattori veloci per massimizzare la resistenza allo swelling aumento di volume dovuto ad un intenso irraggiamento di neutroni a causa della formazione di vuoti e dislocazioni e dell effetto Wigner Si ritiene che queste leghe abbiano un adeguata resistenza alle radiazioni per 1
97. gli ostacoli che le regioni dove il flusso atmosferico risulta esserne influenzato in una seconda fase il campo di vento interpolato viene ricalcolato mediante l applicazione del principio di conservazione della massa garantendo l impermeabilit delle zone occupate dagli ostacoli Il campo di vento finale generato in grado di riprodurre effetti complessi determinati dagli ostacoli quali ad esempio la presenza di scie e zone di ricircolazione che possono avere effetti come la stagnazione e il confinamento degli inquinanti La turbolenza atmosferica viene ricostruita utilizzando diversi schemi di parametrizzazione consolidati in letteratura e la dispersione delle sostanze inquinanti viene realizzata con il modello lagrangiano tenendo conto della presenza degli ostacoli In particolare si pu seguire l evoluzione degli inquinanti con particelle virtuali il cui movimento medio in un dominio tridimensionale definito dal vento locale e la cui dispersione ottenuta da velocit casuali che riproducono le caratteristiche statistiche della turbolenza atmosferica locale In questo modo differenti parti del pennacchio emesso possono vedere differenti condizioni atmosferiche e topografiche permettendo simulazioni pi realistiche in condizioni transitorie e fortemente non omogenee L influenza degli ostacoli riprodotta imponendo che le relative superfici siano impermeabili al flusso cos da riflettere le particelle I modelli lagrangian
98. hanical di cui al link seguente http www autodesk it products autodesk simulation family features simulation mechanical To J i et hapa or ph Man RE i m inter BS Ma EA rma m i ate Ped Part Rif 4 Poet Rectangles h 3 Point Trang Eh wo pesi Nodes Un gt Genta View Mesh re BR Between I Onjects 3 4 Object 30 aan R Asm 30M irs Wy 4 Pont 20 7 Divide 1 Objet Selection Viob ty Mark CAI am Tete Mah Pelinemant E Unt Synem lt h Gn ET Anaiyza Type State Stress moti Leer Material Pune we Load end Comtrart Groupe Pai Figura 34 Interfaccia di Autodesk Simulation Mechanical Per 1 requisiti di sistema richiesti fare riferimento al link seguente http usa autodesk com adsk servlet ps dl item siteID 123 1 12 amp 1d 18375189 amp linkID 13806469 Eventi estremi Tsunami e Uragano Gli eventi estremi che ricadono nella categoria degli tsunami sono oggetto di studio sempre pi frequente e approfondito a causa della loro intrinseca distruttivit nel caso in cui vengano colpite coste densamente abitate o insediamenti produttivi ad alto tasso di rischiosit come gli impianti nucleari Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Interessa valutare l impatto dello tsunami sugli obiettivi sensibili e simularne il comportamento in modo tale da adottare le opportune contromisure In tal senso un software di visualizzazione e analisi di dati geospaziali d
99. hi magnetici All atto pratico le soluzioni ingegneristiche per la sicurezza nucleare non detto siano cos semplici ed affidabili sempre nel caso esemplificativo dello scram di un PWR le barre di spegnimento shutdown una volta rilasciate potrebbero rimanere bloccate per via di deformazioni dei tubi guida in particolari situazioni incidentali terremoto parziale fusione del nocciolo Ci dimostra che un sistema a sicurezza passiva anche se azionato correttamente potrebbe ugualmente non svolgere la sua funzione Nel caso specifico la soluzione generalmente adottata prevede che l inserimento di un ridotto numero di barre sia gi sufficiente per attuare un efficace spegnimento del reattore Esempi di sistemi di sicurezza con componenti a sicurezza passiva possono per altro essere individuati in quasi tutti gli impianti nucleari in esercizio come gi detto il contenimento e gli accumulatori nei PWR o 1 sistemi per la soppressione della pressione nei BWR L approccio alla sicurezza passiva nei reattori di nuova generazione spesse volte si limitato a garantire che le funzioni di sicurezza siano assicurate senza l intervento di organi in movimento pompe e che tutti 1 relativi componenti attivi generalmente I amp C e valvole siano attuati tramite alimentazione elettrica indipendente batterie Al riguardo linee guida sviluppate dal IAEA sottolineano come la sicurezza passiva non possa essere semplicemente sinonimo di affida
100. i di sicurezza e delle barriere di difesa in profondit Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 e tali misure possono soltanto ridurre la probabilit di eventi incidentali severi e mitigarne le conseguenze ma non possono eliminarle del tutto in presenza di grandi quantit di energia potenziale e inreattori caratterizzati da grandi quantit di energia potenziale accumulata nel refrigerante primario incidenti che comportino la perdita di tenuta del circuito primario o il cedimento di una delle barriere protettive possono dar luogo a catastrofici rilasci di radioattivit all esterno dell impianto Tutte queste considerazioni vengono evidentemente meno nel caso dei reattori LFR nel cui refrigerante primario non immagazzinata alcuna o quasi energia potenziale Altra caratteristica importante del Piombo la sua alta capacit di ritenzione dei prodotti di fissione grazie alla sua propriet di formare composti con Iodio e Cesio Questo permette di ridimensionare sensibilmente il termine di sorgente nelle analisi di sicurezza post incidentali quando si prevede possano essere rilasciati prodotti di fissione volatili Inoltre importante notare che il Piombo puro rispetto alle miscele eutettiche Piombo Bismuto LBE consente un abbattimento di almeno 4 ordini di grandezza della produzione dell isotopo Po un pericoloso emettitore a da 5 3 MeV con tempo di dimezzamento relativamen
101. i idrodinamici composizione microstruttura effetti di superficie e modelli di corrosione Alcuni studi hanno indicato dei metodi per migliorare il controllo della corrosione Kurata e Futakawa recentemente hanno mostrato che la lega ad alto tenore di silicio SX Fe 18 Cr 20 Ni 5 Si formava un ossido protettivo a 550 C in dei test nei quali JPCA e 316 non formavano degli ossidi stabili Il risultato consistente con lo sviluppo ruzzo della lega EP 823 in quanto l incremento di silicio permette la formazione di uno strato stabile di S10 che previene la dissoluzione A causa di problemi per le prestazioni nucleari e per la saldabilit 11 livello di silicio nella lega SX probabilmente troppo alto ma l ottimizzazione del contenuto di silicio probabilmente un aspetto critico del controllo della corrosione Esistono pochi dati riguardo ai metalli refrattari Fazio et al hanno studiato la corrosione dell AISI 316 L T91 W e Mo con tenori di ossigeno molto bassi da 3 1 x 10 10 a 7 3 x 10 8 peso per periodi fino a 1500 ore Con questi bassi potenziali di ossigeno W e Mo hanno avuto delle velocit di corrosione di due ordini di grandezza inferiori a quelle degli acciai sebbene basandosi su delle prove precedenti non ci si aspetta la formazione di ossido protettivo con potenziali di ossigeno pi alti per le leghe refrattarie Runge et al hanno provato la risposta alla corrosione del V 4 C3 4 Ti esposto al piombo a 650 800 C per 1000 ore S
102. i sono in grado di simulare 1 processi di deposizione umida e secca e il decadimento radioattivo delle sostanze emesse Inoltre pu essere simulata la dispersione dei gas pesanti o pi leggeri dell aria plume rise dinamico sia per emissioni a quote elevate che al suolo Possono essere trattati anche le dinamiche relative a Jet sia orizzontali che verticali caratteristiche peculiari di situazioni incidentali Il modello fornisce campi 3D di concentrazione determinate da sorgenti puntiformi lineari areali o volumetriche facilmente adattabili ad una complessa situazione industriale come ad esempio illustrato nella figura seguente che rappresenta le possibili aree di emissione da un edificio dove si produce una perdita di sostanze gassose Sigla di identificazione Distrib Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 39 Definizione di sorgenti in contesto industriale Le aree in rosso rappresentano zone di emissione di particelle computazionali che rappresentano la zona emissiva ipotizzata La figura seguente mostra un esempio di output del campo di concentrazioni al suolo per una simulazione di emissione dal sito industriale Figura 40 Esempio di un campo di concentrazioni al suolo ottenute in contesto industriale La descrizione di un rilascio accidentale in un impianto complesso o di un sito che presenta ostacoli significativi anche nei dintorni richiede l utilizzo di calcolatori paralleli in grado di
103. iai austenitici subiscono una forte dissoluzione e gli acciai ferritici martensitici formano uno strato di ossido molto spesso e potenzialmente instabile Questo spesso strato di ossido pu essere suscettibile ad erosione ad alte velocit di flusso Tra 1 470 C e 1 550 C il comportamento della corrosione negli acciai strutturali sembra subire una transizione dall ossidazione alla dissoluzione e pu essere accettabile usando un controllo dell ossigeno Furukawa et al hanno stabilito che a queste alte temperature l ossido di ferro cambia da magnetite a wustite che ha una forma meno adesiva Gomez Briceno et al hanno mostrato che per alte concentrazioni di ossigeno nel refrigerante le leghe con alta concentrazione di cromo hanno una resistenza migliore alla corrosione in quanto il cromo promuove la formazione di strati stabili di cristalli di ossido Alternativamente a basse concentrazioni di ossigeno abbassare la quantit di cromo ad es acciai al carbonio minimizza la dissoluzione del Cr Inoltre cambiare la concentrazione di ossigeno durante un test pu alterare significativamente la risposta del materiale Come indicato da Zhang e Li sebbene si stia imparando molto sulla corrosione in LBE le basi tecniche per connettere la corrosione a fattori multipli sono ancora immature Sono richieste dei miglioramenti significativi nelle aree della precipitazione e deposizione trasporto dell ossigeno formazione e cinetica degli ossidi effett
104. igerante stesso Pertanto per questo tipo di incidente non prevista la scopertura del nocciolo Alcuni progetti poi ad esempio ELSY prevedono la presenza di un secondo vessel di sicurezza contenente il primo Questo insieme di circostanze unitamente al fatto che in caso di fusione del nocciolo il combustibile non precipiterebbe sul fondo e non assumerebbe configurazioni tali da minacciare un ritorno alla criticit rende superflua l adozione di un dispositivo di intercettazione del combustibile stesso core catcher 20 e Sovraraffreddamento del circuito primario Questo tipo di incidente pu avere origini diverse ad esempio la perdita dei preriscaldatori dell acqua di alimento dei generatori di vapore o anche una perdita nel circuito secondario che comporti una rapida evaporazione dell acqua in pressione Il sovraraffreddamento del circuito primario porta ad un aumento di reattivit del nocciolo del reattore per cui l evento pu essere visto come una sorta di incidente di sovrappotenza vedi incidenti PTOP ed UTOP trattati in precedenza Inoltre tale sovraraffreddamento a seconda dell entit del fenomeno pu comportare la solidificazione pi o meno estesa del refrigerante primario e di conseguenza una riduzione di flusso attraverso il nocciolo con transitori simili a quelli previsti per incidenti di perdita di portata del refrigerante PLOF e ULOF Simulazioni effettuate sul progetto ELSY 14 mostrano per questo tipo di inci
105. igla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Questa lega che ha avuto degli sviluppi significativi nei programmi di materiali per fusione stata attaccata severamente La resistenza alla corrosione dell HT9 o degli altri acciai ferritici martensitici deve ancora essere provata prima che vengano0 scelti per il cladding Sia le esperienze preliminari russe che gli studi preliminari statunitensi sulla corrosione indicano che possono essere richiesti elevati contenuti di silicio per fornire un adeguata resistenza alla corrosione Nel caso che siano richieste leghe con alti tenori di silicio devono essere effettuati dei test di irraggiamento su tali materiali Degli studi iniziali sulla corrosione per il SiC indicano un eccellente resistenza alla corrosione nel piombo ad 800 C senza interazioni tra SIC e piombo Un materiale composito Nicalon SIC SIC stato provato in piombo a 800 C per 1000 ore Sebbene non si riportino infragilimenti da metallo liquido LME Liquid Metal Embrittlement nei reattori in regime di ossigeno controllato nella tecnologia russa LBE vi sono delle evidenze sperimentali emergenti che l LME pu insorgere quando l ossigeno diminuisce come pu succedere in condizioni operative anomale o in seguito ad incidente o quando c una concentrazione significativa di idrogeno In conclusione gli studi preliminari sulla corrosione indicano che il controllo dell ossigeno pu essere utili
106. ione di vapore 3 10 Pa a 400 C del Pb riducono il rischio di reattivit per vuoti nel nocciolo Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 il Pb ha una densit pi elevata del combustibile nucleare MOX o del materiale delle camicie degli elementi di combustibile pertanto in caso di fusione incidentale del nocciolo e si rende inutile la disponibilit di un core catcher in quanto il materiale fuso finirebbe per galleggiare sul Pb e non si ha alcun rischio di ritorno alla criticit il Pb ha ridotte capacit di moderazione neutronica ed un bassa sezione d urto di assorbimento e quindi e sirendeinutile la distribuzione compatta degli elementi di combustibile permettendo invece l adozione di fuel assembly con elementi di combustibile ben spaziati tra loro e le perdite di carico attraverso il nocciolo vengono cos drasticamente ridotte circa 1 bar nel nocciolo 1 5 bar nell intero circuito primario nonostante l elevata densit del refrigerante e viene altres ridotta la potenza di pompaggio richiesta per il refrigerante primario e sensibilmente favorita l instaurazione della circolazione naturale per la rimozione del calore residuo DHR e per garantire margini di sicurezza passiva le propriet fisiche consentono al Pb di trattenere chimicamente Iodio e Cesio e di schermare 1 raggi gamma nelle condizioni di esercizio previste per un LFR fino a 500 C con margini fino a
107. ione elettrica esterna In funzione di queste quattro caratteristiche le quattro categorie di sicurezza passiva sono state definite come segue e 14 2 3 4 in categoria A rientra la camicia di combustibile prima barriera di contenimento che non fa ricorso ad alcuna delle caratteristiche di cui sopra progettata per sigillare al suo interno il combustibile ed 1 relativi prodotti di fissione e di poter essere aperta solo presso l impianto di ritrattamento e 2 3 4 in categoria B rientra ad esempio la surge line di un PWR che collega la gamba calda con il pressurizzatore per controllare la pressione del circuito primario tramite il movimento di un fluido motore nel momento in cui occorre e 3 4 in categoria C rientrano come esempio gli accumulatori di un PWR per il cui intervento non richiesto alcun segnale dell operatore o alimentazione esterna Una volta che la pressione nel circuito primario scende al di sotto del set point delle valvole a molla dell accumulatore queste si aprono automaticamente e l acqua iniettata nel circuito primario mediante azoto compresso e solo 4 nella categoria D rientra il sistema di SCRAM del reattore la cui attuazione richiede lo spostamento di fluidi motore il movimento di parti meccaniche e la trasmissione di segnali comandati da operatore ma non la disponibilit di forze esterne in un PWR ad esempio le barre di controllo scendono per gravit una volta liberate dai loro blocc
108. iore frazione di volume del liquido di raffreddamento mantenendo al contempo una spettro neutronico duro Grazie allo spettro neutronico duro in un nocciolo raffreddato al Piombo viene attivata gran parte delle reazioni di fissione a soglia dei materiali fissionabili determinando una bassa concentrazione di equilibrio degli MA nel combustibile In definitiva un nocciolo in equilibrio pu quindi essere concepito e gestito senza inficiare le prestazioni di sicurezza Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 3 Scenari di simulazione ingegneristica 3 1 Simulazione di transitori operazionali Gli unici LFR finora entrati effettivamente in esercizio sono quelli al Pb Bi adottati dalla marina militare russa operativi fino ai primi anni 90 Per ovvi motivi di riservatezza non sono disponibili informazioni sulle procedure operative di tali reattori D altra parte tutti 1 progetti in itinere per futuri impianti LFR sono in uno stadio prematuro rispetto allo sviluppo delle relative procedure operative un aspetto questo ancora di l da venire e che potr essere concretamente affrontato soltanto a valle della definizione di un progetto esecutivo Tuttavia dalle informazioni disponibili sull esercizio dei reattori veloci gi sperimentati in particolare gli SFR possibile estrapolare qualche considerazione generale su quelli che dovrebbero essere 1 problemi generali da affrontare per la definizi
109. irraggiamento In questo esperimento il 9Cr 1Mo modificato ha sviluppato uno scostamento maggiore di quello normalmente osservato Non ci sono spiegazioni immediate per i forti aumenti di DBTT del T91 osservati in questo esperimento Gli autori hanno suggerito che le variazioni di temperatura possono avere giocato un ruolo siccome la temperatura sui provini variata da 265 Ca312 C Le propriet tensili hanno indicato che I NF616 ha mostrato il minore indurimento seguito dal 9Cr 1Mo modificato e l HCM12A quello che si indurito di pi La presenza di Boro nei due nuovi acciai potrebbe essere un fattore dato che nel flusso neutronico dell HFR i neutroni termici sono in grado di trasformare il B dell acciaio in elio Recentemente studi di irradiazione di ioni effettuati sull HCM12A a 400 C hanno mostrato che l HCM12A ha un indurimento simile a quello del T91 Inoltre la concentrazione di cromo nei bordi dei grani aumenta durante l irraggiamento portando a regioni potenzialmente suscettibili alla corrosione a ridosso dei bordi I compositi SiC SiC hanno due problemi critici relativamente alla risposta alle radiazioni La conduttivit termica diminuisce sotto irraggiamento quindi necessario un lavoro per determinare se una conduttivit termica minima accettabile pu essere mantenuta sotto irraggiamento Inoltre questo materiale subisce uno swelling alle basse temperature 120 C a causa dell amorfizzazione ed alle alte tempe
110. istiche dei reattori Gen IV refrigerati al Piombo ma anche del particolare momento che la Scienza e la Tecnologia Nucleari stanno vivendo dopo il grave incidente alla centrale di Fukushima nel 2011 Infatti si tenuto pienamente conto delle Raccomandazioni prodotte da ENSREG la rete dei Nuclear Regulators europei a valle degli studi integrativi di sicurezza denominati stress tests che hanno sottolineato la necessit di analizzare meglio in futuro 1 rischi derivanti da eventi naturali estremi anche oltre 1 limiti prefissati dai criteri di progettazione Nuovi concetti di reattore Gen IV devono essere sviluppati e verificati con le pi nuove e condivise tecniche di progettazione ed analisi di sicurezza Per tale ragione si dedicato uno spazio opportuno ai modelli software utilizzabili in una Piattaforma Ingegneristica per analizzare gli effetti di eventi estremi sulla centrale tornado tsunami uragani e di valutare con tecniche aggiornate 1 processi di dispersione di inquinanti radioattivi eventualmente rilasciati in caso di incidenti severi La presente attivit di progettazione di massima di una piattaforma simulativa la base per realizzare nei prossimi anni la progettazione di dettaglio e la costruzione della medesima cos supportando le attivit in corso di design and verification dei reattori refrigerati al Piombo L applicazione della tecnologia del piombo alla produzione di energia nucleare ha avuto il suo inizio
111. iva la base per realizzare nei prossimi anni la progettazione di dettaglio e la costruzione della medesima cos supportando le attivit in corso di design and verification dei reattori refrigerati al Piombo In tale ottica le prevedibili attivit per il prossimo anno includono a La selezione ulteriore dei codici pi adatti ad ogni area di modellistica alla luce del criterio delle soluzioni complementari e alternative b La definizione puntuale delle interfacce e dei dati scambiati tra tali software Data Model c La definizione del ruolo e dei contenuti meta dati di un prevedibile Data Base centrale e dei suoi legami con un software di geo referenziazione GIS d La acquisizione implementazione ed utilizzo di uno o pi dei modelli ancora non disponibili in ENEA e L approfondimento sulle possibilit di operare in ambiente HPC ENEA CRESCO alcuni dei moduli della piattaforma in particolare per gli aspetti di scambio dati con il computer centrale di simulazione f Una definizione accurata dei transitori operazionali edi incidentali g La preparazione di una proposta di progetto in ambito HORIZON 2020 Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 6 Riferimenti bibliografici 1 Bandini et al V amp V of CATHARE System Code modified for LMFR in International Workshop on innovative nuclear Reactors Cooled By Heavy Liquid Metals Status and Perspective Pisa 17 20 Aprile 2012
112. ive a quelle degli impianti a combustibili fossili Ci rende possibile usufruire della vasta esperienza maturata nella simulazione di componenti convenzionali e non da parte di societ specializzate del settore come e riportato nel paragrafo riguardante i simulatori commerciali par 4 7 In ogni caso e possibile e per molti versi auspicabile l utilizzo del RELAP 5 acqua Pb che consente di rappresentare con un unico eseguibile sia il primario in Pb che il Secondario 4 4 Modelli e Software per interazioni con l Ambiente Gli impianti di produzione di energia elettrica che sfruttano reattori nucleari devono osservare principi di progettazione molto stringenti riguardo la definizione dei sistemi e delle strutture per resistere al meglio a possibili disastri naturali come terremoti inondazioni e trombe d aria Esistono numerose filiere di reattori nucleari che si differenziano per le tecnologie utilizzate per la realizzazione della fissione nucleare e per il raffreddamento e conseguentemente appartengono a differenti gradi di sicurezza intrinseca Anche gli innovativi reattori nucleari raffreddati a metallo liquido pesante pongono imprescindibili questioni di sicurezza dovute a eventi esterni che possono provocare la distruzione dell impianto e seri problemi di contaminazione esterna 8 Alcuni LFR prevedono per il secondario un ciclo Brayton con la CO ad esempio il progetto SSTAR Sigla di identificazione ENNA Ricerc
113. l CIPA 2 di 2 MM 83 Figura 45 Possibile Architettura di Piattaforma di Simulazione Ingegneristica 86 Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 1 Introduzione In questo Deliverable sono discussi gli aspetti generali di una possibile piattaforma di simulazione ingegneristica per 1 reattori veloci Gen IV refrigerati a piombo liquido Una piattaforma di simulazione ingegneristica pu essere vista come un insieme integrato di codici di calcolo e modelli software che consenta di sviluppare la progettazione di un reattore di nuova generazione in particolare per quanto riguarda le problematiche di integrazione dei vari sistemi e sottosistemi e di iniziare ad eseguire verifiche di sicurezza ad esempio analizzando le sequenze incidentali ritenute pi probabili e o quelle che appaiono potenzialmente pi pericolose Tale piattaforma rappresenta 11 preludio alla realizzazione di un Simulatore Ingegneristico vero e proprio ovvero un simulatore di impianto di elevato dettaglio e votato ad applicazioni quali la finalizzazione del progetto la conduzione di attivit di Verification and Validation di sistemi e componenti la conduzione di verifiche particolari di sicurezza in cui dominante la dimensione del sistema nel suo complesso la conduzione di attivit dimostrative e di comunicazione verso varie categorie di utenti e la realizzazione di un vero e proprio
114. la densit del Piombo in grado di generare scenari incidentali meritevoli di essere valutati e studiati attentamente In ogni caso un coefficiente di reattivit dei vuoti del refrigerante nei termini sin qui descritti non direttamente rappresentativo di alcuno scenario incidentale fisico non avendo quindi senso per un LFR In un reattore nucleare la criticit si raggiunge quando il tasso di perdita di neutroni uguale a quello produzione di neutroni Il buckling geometrico una misura della dispersione dei neutroni mentre il buckling del materiale una misura della produzione di neutroni al netto dell assorbimento Cos nel caso pi semplice di un reattore omogeneo in condizioni stazionarie il buckling geometrico e quello del materiale devono essere uguali Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L In conclusione possiamo riassumere come segue le considerazioni sin qui discusse sulla sicurezza intrinseca degli LFR impossibilit di ebollizione del refrigerante e quindi dello svuotamento del nocciolo la spinta di galleggiamento esercitata dal Piombo sulle barre di controllo ne permette il posizionamento in sicurezza al di sotto della regione attiva per migliorare le caratteristiche di sicurezza degli LFR nelle analisi di sicurezza potrebbe essere necessario valutare 1 coefficienti di reattivit da un punto di vista pi fisico includendo 1 meccanismi pi
115. la riproduzione dei fenomeni in tempo reale real time lo strumento pu anche prestarsi al pre addestramento degli operatori I primi simulatori ingegneristici disponevano di una console che rappresentava una sintesi dei dispositivi presenti in una sala controllo reale I sinottici di impianto come pure la strumentazione reale erano infatti sostituiti da rappresentazioni grafiche su schermi video e da un ridotto numero di azionamenti che cambiando di volta in volta il componente o sistema da manovrare consentivano comunque la completa operabilit dell impianto simulato almeno dal punto di vista funzionale D altronde le particolari modalit di rappresentazione delle informazioni e di interfacciamento con gli operatori rendevano lo strumento potenzialmente indipendente dalla configurazione dell impianto simulato In altre parole la possibilit di modificare l interfaccia uomo macchina avrebbe consentito di 7 American National Standard ANS 3 5 NPP Simulators for Use in Operator Training and Examination Current version ANS 3 5 2009 Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L adattare lo strumento almeno in linea di principio alla simulazione di impianti differenti cosa evidentemente preclusa ad un simulatore full scale Un possibile esempio di uno dei primi simulatori di ingegneria l ES 1000 illustrato in Figura 24 Lo strumento venne sviluppato a met degli anni
116. larga negli elementi di combustibile in caso di blocco delle pompe primarie una grande inerzia termica del primario che rallenta l evoluzione dei transitori incidentali impossibilit di pressurizzazione del primario a causa dell elevato punto di ebollizione del piombo feedback negativi sulla reattivit per effetto Doppler e per espansione radiale del nocciolo preponderanti su quelli positivi legati alla natura del refrigerante ed all espansione delle barre di controllo Gli inconvenienti peculiari che caratterizzano gli LFR in particolare in caso di SGTR o di solidificazione parziale o completa del refrigerante primario possono essere minimizzati con opportuni accorgimenti progettuali Una valutazione della sicurezza intrinseca per il progetto ELSY pu essere reperita nel documento 14 3 3 I simulatori di impianti nucleari come strumenti per pre addestramento dimostrativi e didattici I simulatori in particolare degli impianti nucleari sono classificati secondo le seguenti tipologie di riferimento Full scale simulator dotati di repliche fedeli delle sale controllo degli impianti simulati vengono utilizzati principalmente per l addestramento degli operatori Engineering simulator dotati di interfaccia video grafica compatta che non riproduce esattamente la vera sala controllo ma ne mantiene la completa operabilit sono destinati prevalentemente ad analisi di processo progettazione verifica e studi sulla sicu
117. lici PSA HD _ software per la simulazione real time di incidenti severi negli impianti nucleari Activ3Di software grafico di visualizzazione 3D per addestramento Anche la societ francese CORYS 66 AREVA 34 EDF ha sviluppato degli strumenti proprietari tra cui ALICES e DRACO per la realizzazione di simulatori di addestramento ed ausilio alla progettazione di impianti di vario genere inclusi quelli nucleari Risulta quindi evidente che le funzioni svolte da tutti questi tools di sviluppo sono sostanzialmente analoghe e rappresentano lo stato dell arte nell ambito dei simulatori di impianti nucleari Gli strumenti sopra citati coprono l intero ventaglio delle attivit necessarie alla realizzazione di un simulatore e costituiscono un approccio moderno alle problematiche connesse Sigla di identificazione ENSA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 5 Conclusioni In questo documento sono stati discussi gli aspetti generali di una possibile Piattaforma di Simulazione Ingegneristica per 1 reattori veloci refrigerati a piombo liquido con particolare riferimento al Reattore ALFRED Una piattaforma di simulazione ingegneristica formata da un insieme integrato di codici di calcolo relativi al vari processi fisici e di impianto di interesse ed altri moduli software necessari alla costruzione della catena che consentono di sviluppare sin dalle fasi iniziali la progettazione di un reattore di nuova
118. lificati A riguardo l Agenzia Internazionale dell Energia Atomica AIEA ha stabilito un programma per lo sviluppo di simulatori educational basati su personal computer con l intento di assistere gli Stati membri nella formazione del personale da impiegare nel settore nucleare A tale scopo i simulatori educational sono stati sviluppati per esemplificare il funzionamento degli impianti a scopo prevalentemente didattico I modelli adottati sono sostanzialmente pi semplici di quelli utilizzati in altre tipologie di simulatori e per di pi non tutti i sistemi e componenti dell impianto di riferimento sono effettivamente modellati Pertanto sono strumenti di limitata operabilit e consentono solamente le manovre pi significative previste nella conduzione di un impianto Nondimeno permettono una visione di assieme delle dinamiche dei principali componenti e delle loro reciproche interazioni sia dal punto di vista dei processi fisici coinvolti che dell evoluzione dei parametri presentando l andamento delle principali grandezze fisiche che intervengono nei processi In genere questi simulatori sono in grado di mostrare anche le dinamiche dell impianto in condizioni incidentali incluse alcune tra le pi severe ma non consentono l esecuzione delle reali procedure di recovery come nei simulatori di addestramento o di tipo ingegneristico Va da s che questi strumenti non sono idonei ad essere utilizzati per scopi tecnico scientifici
119. lle Maryland 21784 USA steven freel gses com The 8 International Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics Operation and Safety NUTHOS 8 Shanghai China October 10 14 2010 25 GSE SYSTEMS Inc 1332 Londontown Blvd Sykesville Maryland 21784 USA Phone 1 410 970 7800 Fax 1 410 970 799 info gses com www gses com 26 Studsvik Contact Arthur S Di Giovine Vice Presedent Marketing and Busines Development Arthur digiovine studsvik com X1 I Description of the ERANOS 2 1 RELEASE CEA SPRC LEPH 06 205 28 G Rimpault E Fort J F Rowlands et all the ECCO JEF2 Library CEA DER SPRC LEPh 92 231 29 Jean Christophe Sublet Christophe Dean Daniele Plisson Rieunier ECCOLIB JEFF 3 1 Libraries CEA R 6100 30 CATHARE team mail address CATHARE TEAM Commissariat l Energie Atomique DEN DER SSTH LDAS 17 rue des Martyrs 38054 Grenoble C dex FRANCE Cathare webmaster cea fr 31 G Geffaye et al CATHARE 2 V2 5_2 a Single Version for Various Applications Processing of NURETH 13 Kanazawa City Ishikawa Prefecture Japan Sept 27 Oct 2 2009 32 OQECD NEA Handbook on Lead Bismuth Eutectic and Lead Properties Materials Compatibility Thermal Hydraulics and Technology ISBN 978 92 64 99002 9 2007 33 NTech Lehrstuhl fiir Nukleartechnik Lead Cooled Fast Reactors Technische Universitat M nchen 34 M Tarantino LFR Development Italian Program in Technical Meeting Innovative Fast N
120. minare la separazione in diverse parti del rilascio iniziale Sigla di identificazione ENSA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Campi di vento Scala Locale Su orografia complessa AEAN 1 TS ON R 2am t tr Na TS LI 4 595E 006 4 100 005 4 150E 005 mie 4 200 005 4 350E 005 4 250E 005 4 300E 005 Campo di concentrazioni degli inquinanti Figura 42 Esempio di ricostruzione dei campi di vento a scala locale con valutazione dell impatto di singole sorgenti attraverso luso di un modello lagrangiano a particelle Su scale pi ampie regionali e planetaria la simulazione del destino del rilascio inquinante potr essere eseguita con semplici modelli lagrangiani a traiettorie utilizzando 1 risultati della simulazione a scala locale e le previsioni meteorologiche sinottiche Seguono 2 figure Figura 43 e Figura 44 relative al sistema in tempo reale funzionante presso il CIPA Consorzio Industriale per la Protezione dell Ambiente nella zona industriale di Priolo per esemplificare 11 processo di nesting dei campi meteorologici e la simulazione dell impatto delle emissioni industriali resa pi comprensibile grazie alla visualizzazione con GoogleFarth delle mappe direttamente sulla topografia del territorio Con il contributo di ARIANET srl Milano Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Domini di Calcolo di
121. mpianto pilota europeo LFR SCK CEN Mol da 100 MWt e ELECTRA centro di preparazione ed addestramento per LFR KTH Svezia e mirer alla realizzazione dei seguenti impianti di potenza e ALFRED impianto dimostratore LFR da 125 MWe e PROLER prototipo industriale da 300 400 MWe e ELFR FOAK LFR di potenza da 600 Mwe ALFRED costituisce dunque una tappa fondamentale sulla via dello sviluppo di un LFR commerciale europeo I tempi previsti per le varie fasi del programma sono schedulati come segue 2010 2013 progetto concettuale LEADER 2013 2016 progetto di base scelta del sito e pre licensing 2016 2019 progetto dettagliato e procedura di licensing 2019 2025 costruzione dell impianto Dopo l avvio del progetto LEADER sono stati successivamente stipulati i seguenti memorandum d intesa MoU Memorandum of Understanding con organizzazioni esterne a quelle inizialmente partecipanti e Ottobre 2010 LFR MoU firmato tra Giappone ed Euratom e Luglio 2011 LFR MoU firmato con la Russia e Febbraio 2012 MoU firmato tra Italia e Romania per stabilire regole e passi per la costituzione di un consorzio internazionale per il progetto e la costruzione dell impianto ALFRED con la proposta di un sito di riferimento rumeno A quest ultimo riguardo la proposta di un sito rumeno per ALFRED stata sostenuta anche dal primo ministro rumeno Victor Ponta intervenuto al convegno Nuclear 2012 tenutosi nel Maggio 2012 presso V
122. nali e tridimensionali La Figura 29 mostra la schematizzazione 3 D del codice Per essi valgono le equazioni di bilancio della massa della quantit di moto e dell energia In relazione alla soluzione termica il codice permette di simulare il trasferimento di calore tra fluido e superfici solide pareti o barrette di combustibile prendendo in considerazione n convenzione naturale forzata con liquido in regime laminare e o turbolento convenzione naturale forzata con gas in regime laminare e o turbolento a ebollizione nucleata sotto raffreddata e di massa G V Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L flusso termico critico gt crisi termica Inoltre 11 codice consente di tenere conto di fenomeni di trasferimento di massa e di energia all interfaccia tra le fasi in base al fenomeni vaporizzazione del liquido dovuta al vapore surriscaldato condensazione del vapore in contatto con liquido sottoraffreddato ecc I metodi numerici riguardano le differenze finite per la discretizzazione spaziale metodi impliciti per 1 moduli 0 D pressurizzatore accumulatori ecc e 1 D tubazioni e ibridi per moduli 3 D vessel nella discretizzazione temporale I campi di variazione delle propriet termodinamiche dei fluidi si estendono da 0 1 a 25 Mpa per la pressione da 20 a 2000 C per la temperatura e regime subsonico per la velocit Il Linguaggio del
123. no stati prodotti e testati degli acciai rinforzati tramite dispersione di ossido oxide dispersion strengthened ODS L elevata resistenza alle temperature di questi acciai deriva da una distribuzione fine di particelle di Y T1 O invece della precipitazione di carburi degli acciai convenzionali per alte temperature In effetti un efficace rinforzo tramite carburi che il tipico approccio per molti acciai non possibile per temperature al di sopra di circa 650 C dato che 1 carburi non sono stabili Diversi tipi di acciai rinforzati tramite dispersione di ossidi sono stati sviluppati in vari programmi L Agenzia Giapponese per l Energia Atomica ad esempio ha sviluppato degli acciai OSD avanzati con un aumentata resistenza alle alte temperature e questi sono attualmente testati come cladding del combustibile in configurazioni di prova e testati ad irraggiamento in Russia 3 oe Lia Resistenza alla da Massima temperatura Generazione Anni Modifica dell acciaio rottura 10 MPa Acciaio d uso C 0 1940 60 40 T22 T9 520 538 SENSI Mo NDS EM12 HCM9M 1 1960 70 V al semplice acciaio 60 565 HT9 HT91 Cr Mo Ottimizzazione di C HCM12 T91 2 1970 85 Nb e V 100 HCM2S 593 Sostituzione parziale NF616 E911 3 1985 95 di W al Mo ed 140 HCM12A 620 aggiunta di Cu 4 Futuro mee ne di Wren 180 NF12 SAVE12 650 aggiunta di Co Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Tali materiali sono prodotti
124. nocciolo Resta il dubbio che questo scenario possa essere realmente verosimile senza coinvolgere per lo meno il riflettore di Piombo superiore resta inoltre da dimostrare se l intera regione attiva sia passibile di una iniezione massiva di vapore a causa di un SGTR senza coinvolgere il riflettore di Piombo inferiore insieme a quello radiale e superiore Escludendo quindi l ebollizione del refrigerante in tutti gli altri casi anche accettando la remota possibilit di un completo svuotamento della regione attiva occorre considerare anche il possibile svuotamento delle regioni che circondano il nocciolo come le zone assiali di ingresso uscita e la regione alla periferia radiale Diversi scenari devono essere pertanto presi in considerazione combinando gli effetti sulla reattivit dello svuotamento delle diverse regioni Nei progetti tipici degli LFR lo svuotamento della regione attiva assieme ad una delle zone di cui sopra porta ad un complessivo effetto negativo sulla reattivit in funzione dell aumento delle perdite neutroniche conseguente alla riduzione della riflessione del Piombo Per gli LFR sembra perci pi appropriato parlare soltanto di effetti dovuti allo svuotamento locale o parziale nel senso di effetti legati alla densit del refrigerante nel nocciolo In entrambi 1 casi potrebbe verificarsi un incremento di reattivit a seconda delle regioni interessate allo svuotamento ed alla variazione positiva o negativa del
125. nte del coefficiente di reattivit negativo legato alla espansione radiale del nocciolo per poi annullarsi La potenza si attesta intorno all 80 del nominale La portata dovuta alla circolazione naturale si stabilizza a circa il 24 di quella nominale In queste condizioni il flusso dovuto alla circolazione naturale consente un significativo aumento del grace time prima della necessit di intervento da parte degli operatori 16 e Transitorio di sovrappotenza Protected and Unprotected Transient Over Power o UTOP e PTOP E un transitorio dovuto all estrazione accidentale di una barra di controllo Si valuta che tutti 1 possibili casi possano essere rappresentati da due eventi base estrazione di una barra a reattore a caldo ed a piena potenza Hot Full Power o HFP ed estrazione a reattore a freddo a potenza zero Cold Zero Power o CZP In ogni caso si considera in genere la barra in posizione pi efficace in termini di assorbimento neutronico Nel caso del progetto ALFRED degli studi di simulazione hanno mostrato che nella condizione HFP non si raggiungono temperature tali da causare la fusione del nocciolo ma si hanno danni locali limitati unicamente ad alcune barre di combustibile sottoposte alle temperature pi elevate 17 Uno studio condotto sul progetto ELFR per il medesimo incidente in entrambe le condizioni di riferimento HFP e CZP ha evidenziato un picco di potenza del 160 della potenza nominale prontamente compensat
126. nto del sistema di protezione ULOF ULOH Sempre sul progetto ELSY sono state effettuate delle simulazioni di incidenti di Station Blackout con mancato SCRAM del reattore Unprotected Station Black Out o USBO 19 I risultati mostrano che nel giro di 2000 secondi gli effetti di controreazione sulla reattivit portano la potenza del reattore a valori prossimi a quelli del calore residuo La temperatura delle guaine delle barrette dopo un picco iniziale intorno gli 860 C a circa 6000 secondi attesta sui 720 C Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Un ulteriore studio condotto nel caso in cui venisse a mancare anche l intervento del DHR ha evidenziato un andamento similare per la temperatura del combustibile mentre la temperatura delle guaine presenta un aumento inferiore ai 100 C 14 e Perdita del refrigerante Loss of Coolant Accident o LOCA Nei reattori raffreddati ad acqua l incidente di perdita del refrigerante primario considerato tra gli incidenti pi gravi e potenzialmente pi devastanti La quasi totalit dei progetti degli LFR prevede che il nocciolo di questo tipo di reattori sia contenuto in una piscina le cui uniche penetrazioni sono ad un livello superiore al nocciolo stesso Inoltre il fatto che il piombo ha una temperatura di fusione elevata e che non in pressione porta a ritenere che una eventuale falla nel vessel venga otturata dalla solidificazione del refr
127. nziando le eventuali differenze in termini di specifiche di progetto ma adottando le soluzioni tecnologiche di fondo gi ampiamente disponibili In termini generali va sottolineato come negli ultimi anni si stia assistendo a un lento ma progressivo passaggio da sistemi I amp C analogici a sistemi I amp C digitali o digitalizzati per impianti di generazione pre digitale Di tale tendenza si ha evidenza anche nello sviluppo dei nuovi simulatori che implementano le caratteristiche di tali sistemi digitali di controllo spesso denominati Distributed Control Systems DCSs Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Tipicamente un DCS impiega per il controllo processori progettati dall utente attraverso software interconnessioni e protocolli di comunicazione proprietari Tali controllori possono offrire potenzialit illimitate e oltre alle classiche classi di controllo PID permettono anche l implementazione di modelli di controllo logico e sequenziale I moduli di I O sono parte del DCS connessi al processore tramite bus di collegamento attraverso 1 quali il DCS connesso alle console di controllo che svolgono la funzione di interfaccia uomo macchina HMI Human Machine Interface In letteratura sono riportate normalmente tre tecniche per implementare un DCS nel processo di simulazione in modo che il collegamento funzionale e operativo sia assicurato in garanzia di qualita stimolazione emulazion
128. o la trasmissione del calore per convezione diventa importante ed il trasferimento di calore determinato da ambedue 1 tipi di trasmissione Mentre nei fluidi comuni come l aria e l acqua la trasmissione per conduzione ha importanza soltanto vicino alla parete in un metallo liquido la grandezza della conducibilit molecolare dello stesso ordine di quella della conducibilit per convezione Cos la trasmissione del calore per conduzione efficace non soltanto nello strato limite ma anche a una distanza significativa dalla parete e si estende nella massa della corrente di fluido Pertanto le correlazioni sviluppate per determinare 1 coefficienti di scambio termico per flussi turbolenti in aria o acqua non possono essere utilizzate nel caso dei metalli liquidi pesanti Un ulteriore conseguenza dell importanza della conduzione nel flusso turbolento nel caso di un metallo liquido che il concetto di diametro idraulico non pu essere utilizzato cos liberamente per correlare i dati di trasferimento di calore dai sistemi che differiscono nella configurazione ma conservano un modello di flusso simile Ad esempio nel caso in cui il numero di Prandtl circa 1 come accennato sopra in flussi di acqua o gas 1 dati ricavati dallo studio del trasferimento del calore in tubi circolari possono essere usati per predire il numero di Nusselt e quindi per valutare lo scambio termico per il flusso parallelo ad un fascio di barre calcolando il diame
129. o comunque ad adottare sempre pi sistemi di sicurezza passiva riducendo la necessit di quelli a sicurezza attiva In tal senso 1 progetti attuali possono essere considerati pi sicuri di quelli precedenti Di fatto non esistono impianti a sicurezza passiva o intrinseca ma solo componenti di sicurezza ad intervento passivo o intrinseco Come esempio di un sistema di sicurezza con componenti passivamente sicuri possiamo considerare il contenimento primario di un qualsiasi reattore nucleare In questo caso componenti passivamente sicuri sono 1 muri di cemento e il rivestimento in acciaio ma al fine di garantire la funzione di contenimento devono comunque intervenire dei sistemi attivi il cui funzionamento pu eventualmente dipendere da una sorgente esterna di energia Il caso ad esempio delle valvole che assicurano la chiusura delle tubazioni al di fuori del contenimento o dei segnali retroattivi sullo stato del reattore al sistema di strumentazione e controllo I amp C Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Sin dal 1991 l Agenzia Internazionale per l Energia Atomica IAEA ha definito una classificazione del grado di sicurezza passiva dei componenti in quattro categorie indicate da A a D a seconda che 1l sistema non faccia uso di alcun fluido motore alcuna parte meccanica in movimento alcun segnale intelligente di ingresso alcuna forza motrice o alimentaz
130. o da una controreazione sulla reattivit che tende a riportare il reattore verso le condizioni nominali 18 e Perdita dell acqua di alimento in tutti i generatori di vapore Protected Loss Of Heat o PLOH con rimozione del calore di decadimento con i sistemi DHR Decay Heat Removal Questo incidente comporta la perdita dell acqua di alimento di tutti 1 generatori di vapore e quindi del pozzo termico L aumento di temperatura del piombo all uscita del nocciolo comporta il blocco del reattore SCRAM entro poche decine di secondi Simulazioni condotte con il RELAP 5 mostrano un aumento delle temperature dei rivestimenti delle barre di combustibile entro 1 limiti operazionali dell impianto 14 e Station blackout o SBO con perdita dell acqua di alimento in tutti i generatori di vapore PLOH e contemporaneo blocco delle pompe primarie PLOF Un incidente di questo tipo il contemporaneo verificarsi di due degli incidenti precedenti cio in pratica PLOF PLOH La refrigerazione pertanto demandata ai sistemi di rimozione del calore residuo Decay Heat Removal o DHR ed in particolare nel caso di malfunzionamento dei sistemi di alimentazione elettrica di emergenza ai sistemi passivi Dalle simulazioni condotte sul progetto ELSY 14 risultato che la temperatura delle guaine delle barre di combustibile cladding dopo un picco iniziale a di circa 637 C si stabilizza intorno ai 450 C 14 e Station blackout o SBO senza interve
131. o del pianeta nei prossimi decenni le future centrali nucleari saranno chiamate a resistere ad eventi meteo estremi uragani tornado connesse inondazioni aventi parametri di intensit non sperimentata sinora nell era moderna Quindi da una parte sar necessario prevedere in collaborazione con climatologi ed esperti di ambiente globale in quale misura tali eventi si aggraveranno per intensit e frequenza e dall altra occorrer usare metodi di calcolo non banali ma sufficientemente sofisticati da risultare credibili e convincenti sia ai progettisti che alle autorit di sicurezza ed alla fondamentale e sempre pi decisiva Opinione Pubblica In questo lavoro preliminare di progettazione di una PSI sono dunque stati individuati alcuni software che potrebbero soddisfare la necessit progettuale Tali tools sono brevemente descritti nella precedente sezione 4 4 e rappresentati come una unica entit nella Figura 45 ove rappresentata la architettura di primo tentativo per una PSI avanzata post Fukushima per reattori di IV generazione raffreddati al piombo Evidentemente tali codici dovranno essere accoppiati a modelli di valutazione strutturale da applicare agli elementi critici della centrale contenimento sistemi elettrici pozzo termico eventuali ulteriori edifici contenenti sistemi rilevanti per la sicurezza Anche per questi moduli si porr al momento opportuno la decisione di utilizzare se ritenuto necessario due
132. olo che potr cos essere facilmente refrigerato per circolazione naturale sicurezza passiva Sempre nel caso di ELSY la perdita di carico nel nocciolo valutata attorno ad 1 bar permette di prevedere il funzionamento del sistema DHR Decay Heat Removal in circolazione naturale L elevato punto di ebollizione del Piombo associato ad una bassa tensione di vapore consente di mantenere il circuito primario a pressione atmosferica risolvendo in gran parte 1 problemi legati a possibili LOCA Loss Of Coolant Accident ed evitando la eventuale pressurizzazione del sistema di contenimento primario Pur essendo 1 vapori di Piombo fortemente tossici la loro bassa tensione superficiale ne impedisce di fatto il rilascio Nel caso di ELSY stato calcolato che nel volume di gas di 28 m sovrastante il reattore dovrebbero trovarsi circa 2 mg di Piombo a 500 C con una concentrazione del vapore saturo di Piombo attorno a 70 ug m pressione di vapore saturo di 0 002 Pa un valore largamente inferiore a quello ammesso di 150 ug m per la qualit dell aria nelle citt italiane Ancora il fatto che il circuito primario non sia pressurizzato consente una pi semplice operazione del reattore evitando la necessit di un simultaneo controllo di temperatura pressione e livello cosa invece richiesta negli LWR Rispetto a questi ultimi inoltre negli LFR possibile accettare un aumento di temperatura del refrigerante di alcune centinaia di gradi da
133. olo di ELSY Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L 13 86 127 pins Figura 3 Fuel Assembly nocciolo di ALFRED C Fuel inner 56 Fuel interm 50 J Fuel Outer 56 Glolimmy Mssccr Barre Figura 4 Nocciolo di ELSY Sigla di identificazione Distrib Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Outer elements core core Figura 5 Nocciolo di ALFRED La dislocazione e la percentuale di Pu dei diversi tipi di combustibile stato finora studiato al fine di ottenere una distribuzione spaziale di potenza omogenea ed un nocciolo cosiddetto adiabatico Con questo termine si intende un nocciolo che all equilibrio dovrebbe bruciare la stessa quantit di attinidi che produce per mezzo del breeding evitando quindi l accumulo di prodotti di fissione a lunga vita p es Americio e Curio Un esempio dell andamento dei principali attinidi in funzione del burnup per un core adiabatico soggetto ad un bruciamento di 5 anni circa riportato in Figura 6 Il trend della reattivit keff invece riportato in Figura 7 1 0E 05 28864 1 0E 04 1 0E 03 1 0E 02 1 0E 01 U 9 6 at FA EoL Pu 1 7 at FA EoL 1 0E 00 amp MAS days 1 0E 01 Figura 6 Andamento dei principali Attinidi in funzione del Burnup nocciolo Adiabatico Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS
134. ondizioni operative I materiali costruttivi per gli LFR progettati per temperature non particolarmente elevate come ad esempio BREST sono verosimilmente metallici specificatamente acciaio austenitico ferritico martensitico Per progetti di LFR ad alte temperature come STAR H saranno invece richiesti materiali ceramici o refrattari La maturit tecnologica degli acciai molto pi alta rispetto a quella dei materiali ceramici o refrattari Un LFR a basse temperature potrebbe essere pronto per la consegna molto prima di un LFR ad alte temperature ma con prestazioni molto pi limitate Per 1 componenti fortemente irraggiati dei reattori a pi basse temperature dove il void swelling limita le prestazioni verranno utilizzati degli acciai ferritici martensitici L HT9 un acciaio ferritico martensitico che stato sviluppato per l industria di generazione di potenza negli anni 60 ed stato introdotto negli Stati Uniti per 1 reattori veloci negli anni 70 Tuttavia a partire da quel periodo sono stati prodotti diversi acciai ferritici martensitici per l industria della generazione di energia che offrono significativi miglioramenti rispetto all HT9 La Tabella 1 mostra l evoluzione di cinque generazioni di acciai per elevate temperature a cominciare dall acciaio 21 4Cr 1Mo etichettato come acciaio di generazione zero negli anni 40 L HT9 un acciaio di prima generazione con una limitata resistenza alla temperatura rispetto alle gen
135. ondizioni operazioni dovranno trovare una definizione puntuale nella gestione dei futuri impianti LFR Giusto a titolo di esempio del tipo di problemi da affrontare per la prima criticit startup di un reattore LFR occorrer valutare le possibili procedure di immissione del refrigerante nel vessel I sistemi primari previsti per gli LFR attualmente in via di sviluppo possono essere fondamentalmente considerati tubeless ovvero costituiti da un semplice vessel nel quale sono contenuti nocciolo e generatori di vapore immersi nel fluido refrigerante Con una tale struttura il Piombo potrebbe essere inizialmente disposto nel vessel in forma solida e frammentata sferule mattoni per poi essere gradualmente portato a temperatura di esercizio circa 400 C assieme a tutto l impianto Questa procedura se da un lato potrebbe contenere gli stress termici dall altro potrebbe invece sottoporre gli internals a sollecitazioni meccaniche rilevanti all atto del primo trasferimento nel vessel del Pb solido Diversamente si potrebbe pensare di fondere il Piombo in un contenitore separato da dove dovrebbe essere trasferito nel vessel che a sua volta andrebbe preventivamente portato a temperatura prossima a quella di esercizio per evitare stress termici all atto dell immissione del Pb fuso Simili considerazioni andrebbero sviluppate anche in vista delle fasi di ricaricamento refueling del nocciolo con l ostacolo ulteriore della assoluta opacit d
136. one delle procedure operative di un LFR Va subito detto che l esperienza acquisita nell esercizio dei reattori SFR refrigerati al Sodio potrebbe avere una certa valenza nello sviluppo di procedure per reattori raffreddati con miscela eutettica Pb Bi la cui temperatura di fusione 125 C non lontana operativamente parlando da quella del Na 98 C Inoltre pur essendo il punto di ebollizione del Pb Bi 1750 C ben pi alto di quello del Na 883 C si ha comunque in entrambi 1 casi un largo margine operativo rispetto al possibile insorgere di flusso bifase Diversamente nel caso degli LFR refrigerati a Piombo puro il punto di fusione 327 C ben pi alto rispetto al Sodio rende l esperienza pregressa sugli SFR solo marginalmente esportabile Anche qui l elevato punto di ebollizione 1749 C del Pb puro esclude di fatto l evenienza di un flusso refrigerante bifase Ad un livello ancora pi generale inoltre possibile pensare di riutilizzare almeno in parte l esperienza operativa acquisita nella gestione degli impianti LWR ad acqua leggera A parte le naturali differenze di sistema le procedure operative di un LWR fanno specifico riferimento a delle condizioni di impianto che possono avere una valenza generale per qualsiasi reattore Al riguardo si consideri la lista seguente delle procedure previste per un tipico PWR Westinghouse a 3 loop di seconda generazione Maanshan Taiwan GOPO1 Primary Plant Heatup Cold sh
137. onenti significativi del progetto e la Tabella 7 riassume le principali caratteristiche dell impianto Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L ALFRED REACTOR BLOCK MAIN FUEL ASSEMBLIES PA COOLANT PUMP STEAM GENERATOR 1 W I li REACTOR VESSEL Bia PI hig SAFETY VESSEL Figura 15 Sezioni Reattore ALFRED ALFRED CORE AND FUEL ASSEMBLY FAs conceptual scheme FAs extended to cover gas above liquid lead FAs weighted down by ballast 171 Fuel Assemblies 4 Safety Rods Sjelelefelele PIC 9 9 6 99 41 818 8 12 control Rods 108 Dummy Elements Control shutdown system adapted from CDT MYRRHA 2 diverse independent and redundant shutdown systems e 1 System for Control and Shutdown Absorbers Rods passively inserted by buoyancy from bottom of the core e 2 Shutdown System Pneumatic Absorber Rods passively inserted from the top of core Figura 16 Nocciolo Reattore ALFRED Sigla di identificazione Distrib EINE Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Feedwater Slave tube additional Insulating layer Inner tube Annulus two phase mixture Outer tube Helium Gap Outermost tube Figura 17 Dettaglio del Generatore di Vapore Tabella 7 Principali parametri di riferimento del progetto ALFRED Piombo puro Tipo di combustibile MOX Rendimento d impianto Circol
138. ontaminazione del refrigerante Entro questo quadro sono stati sviluppati e provati in Russia una serie di materiali strutturali per migliorare la resistenza alla corrosione ed ottenere una durata accettabile della vita La temperatura operativa al di sotto di 550 C con la temperatura del cladding del combustibile al di sotto di 650 C La velocit del flusso dell LBE viene mantenuta entro 1 limiti progettuali di 2 m s per evitare l insorgere di fenomeni di erosione La tecnica del controllo dell ossigeno se applicata propriamente porta alla formazione di uno strato auto protettivo di ossido sulla superficie in contatto con le leghe di piombo Questo avviene perch l elemento di base tipicamente Fe e gli elementi leganti Cr Ni di molti materiali strutturali hanno una affinit chimica maggiore verso l ossigeno che verso 1 costituenti della lega refrigerante e questi strati di ossido possono fornire una barriera all attacco su questi metalli di base da parte del piombo o dell eutettico piombo bismuto Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 usato come refrigerante Senza queste misure protettive Fe Cr e specialmente Ni hanno tutte delle solubilit non trascurabili nelle leghe di piombo con conseguenti attacchi severi di dissoluzione A causa della maggiore solubilit di Fe Cr e Ni nell LBE che nel piombo qualsiasi problema di dissoluzione pi severo nell LBE a parit di temperatura
139. oordinamento e gestione che deve permettere agli utenti del sistema ed ai codici integrati nel sistema stesso di operare nel migliore dei modi Rinviando alle attivit proposte per il PAR 2013 tutti gli approfondimenti necessari su tale componente possiamo qui citare alcune macro funzioni fondamentali del SM Assicurare la sincronizzazione dei vari software Garantire il corretto accesso dei vari tools al database centrale Consentire agli utenti un accesso semplice ma profondo nel sistema anche valorizzando le interfacce che i singoli modelli software normalmente avranno Regolare i rapporti tra 1 codici a tal fine rilevanti ed il GIS usabile in particolare per le relazioni attive e passive tra impianto e ambiente territorio impatti su impianto di eventi ed impatti su territorio di incidenti Sigla di identificazione Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Gestire 1 trasferimenti di dati pi complessi quali potrebbero essere quelli tra server centrale e super computers su cui far girare 1 codici necessariamente paralleli Garantire la totale flessibilit della Piattaforma nell essere utilizzata con focus variabile in funzione della applicazione considerata ovvero consentire all utente di selezionare le versioni pi sofisticate o quelle pi fast running dei moduli componenti la piattaforma in modo libero ed il pi possibile indipendente 4 8 simulatori ingegneristici commerciali Nel co
140. ore SSTAR Refrigerante Combustibile Transuranic Nitride arricchiti in Nj5s Arricchimento zone radiali TRU HM 1 7 3 5 17 2 19 0 20 7 Durata prevista del nocciolo anni 30 Temperature di ingresso uscita nocciolo C 420 567 Circolazione del refrigerante Sigla di identificazione i Distrib ENE Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Rendimento medio di picco del combustibile MWd Kg 81 131 Temperatura di picco nel combustibile C 841 Temperatura delle guaine del combustibile C 650 Diametro della barretta di combustibile cm 2 5 Rapporto combustibile volume del refrigerante 0 45 0 35 Dimensioni attive del nocciolo 0 976 1 22 altezza diametro m Ciclo di conversione Ciclo Brayton supercritico con CO 2 5 5 ELSY European Lead Cooled System Il progetto ELSY finanziato da EURATOM nell ambito del VI Programma Quadro riguardava lo studio per la realizzazione di un reattore a spettro neutronico veloce raffreddato al piombo da 600 MWe che rispettasse 1 requisiti di sicurezza previsti dalla Generation IV Tale progetto mirava inoltre alla riduzione delle scorie radioattive mediante bruciamento all interno del reattore Strutturalmente ELSY era un reattore a piscina raffreddato a piombo puro in circolazione forzata con un efficienza termica intorno al 40 Figura 13 L adozione della circolazione forzata era dovuta all esigenza di limitare la quantit e quindi il peso del refrigerante e
141. pondente pellicola sia danneggiata cos come non si conosce il comportamento sotto irraggiamento C bisogno di effettuare delle prove in una serie di possibili 2 5 Situazione attuale dei reattori al piombo stato dell arte L idea di sviluppare un reattore a spettro veloce refrigerato con Piombo fuso o una sua lega non recente Sebbene inizialmente presa in considerazione nei paesi occidentali sin dagli anni 50 l applicazione della relativa tecnologia venne frenata dalle difficolt legate alla natura fortemente corrosiva di tali refrigeranti Gi a quell epoca negli USA vennero condotti studi sull utilizzo di metalli liquidi pesanti HLM come il Piombo Pb o una lega eutettica Piombo Bismuto LBE come fluidi di raffreddamento per reattori veloci Negli anni 60 avendo come obiettivo principale la conversione di materiale fertile in fissile breeding si afferm tuttavia la tendenza a preferire il Sodio come refrigerante primario per via della maggiore densit di Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 potenza raggiungibile con questo fluido refrigerante con conseguente riduzione dei tempi di duplicazione un aspetto come si gi detto ritenuto importante a quell epoca A partire dagli stessi anni 50 ed a seguire fino agli 80 questa tecnologia venne invece attivamente sviluppata in Unione Sovietica nel campo specifico della propulsione militare sottomarina
142. rando le peculiarit costruttive nel contesto del sito scelto e degli eventi statisticamente pi ricorrenti e rilevanti Per affrontare questo tema complesso rivestono particolare importanza 1 software di simulazione che a fronte della definizione dell evento d interesse delle specifiche d impianto della morfologia del sito e di una serie di ulteriori dati possono fornire una valutazione della risposta alla sollecitazione causata Ovviamente non esistono allo stato dell arte software che coprono tutte le possibili varianti delle sollecitazioni potenziali ma si dovranno scegliere caso per caso i prodotti Sw che pi si prestano alla definizione dell evento in esame Nello specifico si tratteranno con maggiore attenzione 1 software di simulazione specializzati per studiare gli effetti dei cicloni nelle diverse varianti e delle inondazioni sia quelle dirette che quelle scatenate da altri eventi Nei paragrafi seguenti si illustreranno alcuni software specializzati per specifici eventi estremi pur mantenendo un campo d applicazione pi ampio e che spesso coinvolge anche altre tipologie di eventi come all uopo descritto Evento estremo Tornado Gli eventi estremi che ricadono nella categoria dei cicloni sono molto frequenti in alcune zone della terra e riveste particolare importanza studiarne gli effetti non solo per il design di nuovi impianti di produzione di energia elettrica ma anche per la verifica della sicurezza di quelli esist
143. rature 1000 C a causa del void swelling In sintesi HT9 e 316 hanno il database sugli effetti da irraggiamento pi completo fra 1 materiali candidati agli LFR Il T91 JNC ODS ed 1 compositi SiC SiC dispongono solo di alcuni dati e richiedono ulteriori test di irraggiamento prima che siano qualificati per gli LFR Per gli acciai FM avanzati sono disponibili pochi dati I dati che occorrono maggiormente per 1 materiali LFR riguardano 1 seguenti materiali ODS SIC SIC e acciai FM avanzati come NF616 e HCM12A Corrosione stress corrosion e infragilimento da metalli liquidi Nel programma russo per il progetto dei reattori al piombo sono stati effettuati degli sviluppi significativi relativamente alla comprensione ed utilizzo dei liquidi di raffreddamento nei reattori raffreddati con eutettivo piombo bismuto Al di fuori della Russia la tecnologia dei reattori raffreddati con leghe di piombo ancora ad uno stadio iniziale ma una conoscenza parziale delle esperienze russe disponibile alla comunit dei ricercatori occidentali ed ha rappresentato un importante contributo alle ricerche sulla corrosione Durante gli ultimi dieci anni vi stato un rilevante sforzo nelle ricerche e sviluppo nel campo della corrosione in Europa Asia e negli Stati Uniti La ricerca russa sui refrigeranti LBE Lead Bismuth Eutectic si basa sul controllo attivo dell attivit termodinamica dell ossigeno nell LBE per controllare la corrosione totale e la c
144. rcolazione naturale dovrebbe stabilmente instaurarsi ad un livello della potenza di decadimento attorno al 6 del valore nominale In aggiunta a questo va osservato che il Piombo rispetto ad altri possibili refrigeranti in grado di immagazzinare una maggiore quantit di energia termica per unit di volume senza alcuna energia potenziale legata ad effetti di comprimibilit del fluido o a possibili interazioni chimiche La Tabella illustra un confronto specifico tra acqua Sodio e Piombo Tabella 8 Confronto Acqua Sodio Piombo From ICAPP 2011 Paper 11465 Effect of Potential Energy Stored in Reactor Facility Coolant on NPP Safety and Economic Parameters G I Toshinsky O G Komlev I V Tormyshev STORED POTENTIAL ENERGY FOR DIFFERENT COOLANTS Lead Coolant i Lead bismuth z i P 16 MPa arameters T 300 C T 500 C a 506 C Maximal potential energy GJ m including compression potential energy Potential chemical energy With zirconium With water 5 1 of interaction 11 4 With air 9 3 Potential chemical energy of interaction of released 4 3 hydrogen with air Questo aspetto particolarmente importante sotto il punto di vista della sicurezza dell impianto quando si consideri che including e il miglioramento dei livelli di sicurezza di impianti dotati di reattori di tipo tradizionale LWR in cui l energia potenziale immagazzinata in quantit rilevante richiede l aumento dei numero dei sistem
145. re residuo ed il mantenimento delle strutture del refrigerante e dei materiali costituenti il nocciolo entro 1 limiti di progetto In altri casi il problema consiste nella eventualit della solidificazione parziale del refrigerante primario che comporti una riduzione della portata con conseguente riduzione della capacit di asportazione del calore di decadimento Comunque come indirizzo generale nella progettazione del nocciolo si cerca di sfruttare al massimo le caratteristiche intrinseche che comportano un inserzione di reattivit negativa in caso di incidente 13 Questo vale in particolare nel caso di incidenti di tipo unprotected in cui cio non si abbia l intervento del sistema di protezione Di seguito si riporta a titolo di esempio una serie di incidenti base di progetto Design Basis Accident analysis o DBA che sono stati simulati ed analizzati nel progetto ELSY 14 e Incidente con distruzione del nocciolo CDA Core Disruptive Accidents Questo tipo di incidente viene tenuto in massima considerazione per via dell elevato potenziale energetico derivante da un eventuale ritorno alla criticit del reattore Una valutazione sufficientemente realistica di questo tipo di incidente richiede l utilizzo di strumenti computazionali in grado di tenere in debito conto gli aspetti accoppiati di neutronica dipendenza spaziale e termoidraulica multifase 15 e Blocco delle le pompe primarie con l intervento del sistema di pro
146. reattivit negativa ad altri effetti pure negativi di retroazione fisici e geometrici che invece potrebbero essere controbilanciati da una reattivit positiva Una condizione incidentale di riferimento 1 cui effetti vanno considerati nel progetto del nocciolo di un LFR quella dovuta al possibile svuotamento del liquido refrigerante nella regione attiva I relativi effetti sinora indagati principalmente per gli SFR sono commisurato al coefficiente di reattivit dei vuoti nel refrigerante primario Le ipotesi in genere assunte per la valutazione di questo parametro prevedono lo svuotamento completo della sola regione attiva assumendo invece le zone del riflettore assiale e radiale ancora piene di refrigerante Lo scenario corrispondente quindi associato alla ebollizione di massa del refrigerante nella regione in cui si verifica la produzione di calore Le caratteristiche principali del nocciolo di un tipico SFR comprendono efficace rimozione del calore alta velocit di flusso refrigerante attraverso il nocciolo canali di refrigerante piuttosto stretti ovvero ridotta frazione di volume del refrigerante elevato effetto moderatore elevato effetto di assorbimento neutronico coefficiente di reattivit dei vuoti positivo del valore di diversi oe e Diversamente le caratteristiche principali del nocciolo di un tipico LFR prevedono Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 7
147. reattore veloce raffreddato a metallo liquido assumono delle peculiarit proprie I progetti in corso di sviluppo dei reattori veloci raffreddati al piombo prevedono che 1 generatori di vapore siano immersi nel vessel contenente il Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 reattore inoltre la pressione dell acqua nel lato secondario raggiunge dei valori dell ordine dei 18 MPa mentre quella del lato primario si aggira intorno alla pressione atmosferica 0 1 MPa In questo caso quindi diversamente da quanto avviene in un PWR la rottura di un tubo all interno di un generatore di vapore comporta il riversamento del fluido del secondario acqua o vapore nel fluido del primario piombo o LBE e la pressurizzazione del circuito primario stesso In questa situazione importante l intervento delle valvole di sicurezza L interazione acqua vapore piombo in corso di studio in diverse facilities sperimentali anche per valutare l effetto delle onde di pressione che inevitabilmente accompagnano il fenomeno sulle strutture interne del reattore Ulteriori dettagli possono essere reperiti in 22 Di seguito si riportano due figure riassuntive Figura 21 e Figura 22 con 1 risultati delle simulazioni condotte da ENEA presentati al Workshop on Innovative Nuclear Reactors Cooled by Heavy Liquid Metals Status and Perspectives Pisa 17 20 Aprile 2012 nella relazione G Bandini Design Base Accident Analysis citata
148. recipitazione elaborati da modelli di circolazione atmosferica a risoluzione spaziale sempre pi spinta in tempo reale e per le previsioni a diversi giorni L utilizzo dei codici Lagrangiani si fa preferire nella simulazione di singole sorgenti rispetto ai modelli a griglia per la possibilit di descrivere accuratamente la dispersione vicino all emissione e per la semplicit nel seguire la dispersione delle sostanze emesse in tutte le regioni di interesse quantificando l impatto sia a scala locale che a grandi distanze In particolare per quanto concerne un sistema di allerta per un impianto nucleare occorre poter simulare in modo realistico il comportamenti degli inquinanti sia a microscala che a scala locale Dispersione a microscala La dinamica della dispersione di inquinanti a microscala influenzata dalla presenza di ostacoli che alterano 1 flussi e in ambienti confinati possono portare ad episodi di elevato inquinamento questo tipo di simulazione richiede una risoluzione spaziale molto dettagliata dell ordine del metro ed 1 modelli utilizzati devono essere in grado di considerare opportunamente gli effetti indotti dalla presenza degli edifici sulla dispersione degli inquinanti gassosi e particolato emessi da diverse possibili sorgenti presenti nell impianto o a seguito di rilasci accidentali Occorre quindi poter utilizzare direttamente una cartografia tridimensionale ad elevata risoluzione per la definizione degli ost
149. rezza Educational simulators provvisti di limitate potenzialit costituiscono un utile strumento a scopi didattici e dimostrativi 3 3 1 Simulatori di addestramento full scale I simulatori full scale nascono in ambiti in cui l addestramento del personale assume una particolare importanza dal punto di vista della sicurezza I primi esemplari vedono la luce in campo aereonautico dove evidentemente una manovra errata potrebbe avere conseguenze gravi sia per il pilota che per il velivolo Nel settore nucleare l addestramento tramite simulatori di impianto fa parte del percorso formativo del personale di centrale operatori e supervisori come ad esempio previsto dalla normativa vigente in Germania e come anche indicato dalle linee guida dell NRC americana L interfaccia di comando di un simulatore di addestramento deve riprodurre in modo fedele full replica l aspetto della sala controllo reale dell impianto La recente evoluzione delle interfacce di sala controllo al momento costituite essenzialmente da hardware standard monitor LCD tastiere mouse etc rende tale riproduzione pi semplice ed economica rispetto al passato v Figura 23 gt Claudia Quester GRS Technical qualification of nuclear power plant personnel in Germany Eurosafe 8 9 Nov 2010 K ln U S Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1 149 Rev 3 Oct 2001 Nuclear Power Plant Simulation Facilities for Use in Operator Training and License E
150. ri tools ad hoc attualmente da individuare ed eventualmente da realizzare su misura Al momento sono stati individuati 1 seguenti sistemi da modellare in maniera pi o meno accurata in funzione del gradi di criticit del sistema considerato sistema di rimozione del calore residuo DHR Sistema di trattamento del refrigerante del primario CVCS sistema di refueling Sigla di identificazione ENSA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 4 7 5 4 7 6 4 7 7 Sistema di raffreddamento di emergenza del vessel Sistema di riempimento e svuotamento del circuito primario Sistema di riscaldamento elettrico del circuito primario sistema di ventilazione di emergenza sistema di rilevamento di danneggiamento del cladding Simulazione incidenti severi Non risultano attualmente esistenti software standalone o suite integrate per la analisi di incidenti severi per reattori refrigerati al piombo Esistono codici per Severe Accidents in Reattori Veloci ma solo per il caso Sodio troviamo infatti SIMMER tedesco ASTEC franco tedesco SAS Argonne National Laboratory In USA In ogni caso appare opportuno progettare una architettura di riferimento per la PSI che contenga tale elemento poich nell era del dopo Fukushima non pensabile di condurre in prospettiva analisi di sicurezza e sviluppare la progettazione di dettaglio avendo come unico riferimento gli incidenti entro 1 limiti di progetto Occorr
151. rso degli anni si sono costituite diverse societa che hanno come scopo principale la realizzazione di simulatori di impianti industriali operando principalmente ma non esclusivamente nel settore energetico I simulatori sviluppati sono prevalentemente ingegneristici o per l addestramento Queste societ ad esempio L3Mapps GSE Systems CORYS TESS ecc hanno sviluppato una vasta gamma di strumenti software proprietari che permettono una rapida prototipizzazione e realizzazione dei simulatori per le pi svariate esigenze Molte di queste societ operano anche nel campo nucleare L3 MAPPS una societ canadese che opera in tutto il mondo nel campo della simulazione Ha sviluppato il sistema Orchid che prevede una suite di tools per la simulazione Orchid Modeling Environment ambiente avanzato di simulazione basato su componenti grafici per lo sviluppo l integrazione e il testing di modelli Orchid Graphic Editor software per lo sviluppo di pannelli grafici di controllo per addestramento operatori Orchid Core Builder software avanzato per la cinetica del nocciolo Orchid Control System software avanzato per l emulazione delle postazioni operatore e dei sistemi di controllo distribuiti DCS Orchid Instructor Station Applicazione modulare per il controllo dell addestramento degli operatori Orchid Touch Interface software per lo sviluppo di applicazioni touch screen Orchid Simulator
152. sarmo nella baia di Gremikha nel Giugno 1968 il K 27 venne utilizzato per ulteriori sperimentazioni fino al 1973 Queste compresero dopo l iniziale raffreddamento dei due reattori VT 1 anche il riavvio del reattore collocato a dritta della nave fino al 40 della potenza nominale Si pens anche alla possibilit di rimuovere i reattori VT 1 danneggiati e sostituirli con 1 ben pi collaudati LWR ma l operazione fu valutata economicamente troppo onerosa e tecnicamente inutile vista la sopraggiunta entrata in servizio di unit pi moderne nella marina sovietica Nel Febbraio 1979 il K 27 venne ufficialmente dismesso e nell estate del 1981 la sala macchine venne riempita con una speciale miscela solidificante di alcol furfurilico e bitume allo scopo di sigillare 1l compartimento reattori ed evitare la dispersione in mare di contaminanti radioattivi Il 6 Settembre del 1982 la nave venne infine affondata al largo delle coste dell arcipelago di Novaya Zemlya su un fondale di qualche decina di metri appena malgrado la normativa internazionale dell IAEA prescrivesse l affondamento di simili navigli a profondit non inferiori ai 3000 metri Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Un indagine del Settembre 2006 condotta dal Ministero Russo delle Emergenze basata sull esame di campioni di flora fauna ed acqua marina prelevati nel sito dell affondamento ha evidenziato un livello di radioattivit
153. sccsssseess 61 Li POO TCR OL CUI OIC O sorte lle 61 4 1 1 Il codice ERANOS European Reactor ANalysis Optimized System 61 AV Aln COGIC nenom i c E a E ENEE a AE ENa 62 4 2 Icodici avanzati di termoidraulica di sistema RELAP5 3D CATHARE cccccccccccccccsccscccescucceccscescuscncens 62 220 RPE Pee ET TTT TTT O tt n n 62 402 CAHISRE a e tieniti 64 4 3 Software per sistemi secondari ausiliari e di emergenza iii 67 4 3 1 Software per la simulazione dei sistemi ausiliari e di emergenza 67 4 3 2 Software per la simulazione del sistema secondario 68 4 4 Modelli e Software per interazioni con l Ambiente ii 68 4 5 Modellistica per la dispersione degli inquinanti a diverse scale ii 76 4 6 Simulazione di Sistemi I amp C in reattori a metallo liquido ii 63 4 7 Possibile Architettura di una Piattaforma di Simulazione Ingegneristica avanzata per reattori refrigerati al PV _ aGlSGG i es ee 65 4 7 1 Software di simulazione del nocciolo e della NEUtronica eee ce rierieri cerci rieniecenea 87 4 7 2 Software di simulazione dei circuiti primari di raffreddamento i 87 4 7 3 Software di simulazione dei circuiti SECONAALI eee eci rie rie rie rie risco rie rie vis cece rie nie cis ce sce nie rie cenco 87 4 4 Sist mi a siliar AREMISTSNZA cosi asiizoli 87 Sigla di i
154. sfruttare eventualmente per una retroazione di reattivit e per l attuazione dei sistemi passivi di spegnimento e di rimozione del calore residuo Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Infine l ebollizione del Piombo che avviene ad una temperatura ben superiore al punto di fusione dei materiali strutturali acciai et al del nocciolo rende superfluo prendere in considerazione una simile eventualit nelle analisi di sicurezza degli LFR Il fatto che il Piombo non interagisca chimicamente con l aria e l acqua evita tutti 1 rischi derivanti dall eventuale produzione di Idrogeno tipica della reazione Zr H O ad alta temperatura negli LWR che pu dar luogo ad esplosioni Questo permette di evitare la necessit di un circuito di scambio termico intermedio tra primario e secondario tipico degli SFR con una conseguente maggiore semplicit e compattezza dell impianto E inoltre possibile utilizzare fluidi di raffreddamento ordinari come acqua o aria per 1 sistemi di rimozione del calore residuo DHR e RVACS Reactor Vessel Air Cooling System come previsto per ELSY Il Piombo possiede buone capacit di scambio termico in virt degli elevati valori del calore specifico e dei coefficienti di espansione termica Questo permette come gi si detto la rimozione del calore residuo tramite circolazione naturale nel caso di ELSY si valuta che dopo l arresto delle pompe primarie la ci
155. si di sicurezza dei reattori PWR Viene utilizzato nella filiera francese EPR N4 per la messa a punto del progetto di impianti e componenti per la definizione e la verifica delle procedure operative ecc La versione CATHARE2 il risultato di una collaborazione tra CEA Commissariat a l Energie Atomique IRSN Institute de Radioprotection et de Suret Nucl aire EDF Electricit de France e AREVA NP Per sottolineare le potenzialit di CATHARE vengono elencati alcuni transitori simulabili con il codice Loss of Coolant Accident LOCA incidente di perdita del refrigerante primario Large Break LOCA e Small Break LOCA Steam Generator Tube Roptures STGR incidente di rottura di uno o pi tubi del generatore di vapore Altri tipi di transitori come la rottura di una linea vapore del secondario la perdita di alimentazione d acqua del lato secondario del generatore di vapore ecc Le sue applicazioni per sono limitate ai transitori durante i quali le barrette di combustibile rimangono integre rimandando a codici pi specialistici la trattazione del incidente severo come ICARE severe accident code e del codice FLICA 4 thermal hidraulic core component code una tipica configurazione ICARE CATHARE Il fluido termovettore trattato generalmente bifase liquido e vapore in presenza di incondensabili in una rete sostanzialmente monodimensionale dove sono presenti componenti zero dimensio
156. simulare la dispersione di un numero rilevante di particelle con un dettaglio sufficiente a descrivere tutte le possibili interazioni e con tempi di calcolo rapidi in modo da garantire l immediata fruizione delle informazioni per le squadre di intervento Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 41 Campo di flusso in prossimit del suolo in presenza di numerosi edifici sinistra e campo di concentrazioni al suolo destra per una sorgente puntiforme posta in prossimit della zona rossa Si nota come il pennacchio subisce spostamenti ricircoli e fenomeni di splitting a causa della presenza degli ostacoli Dispersione a scala locale AI di fuori di un raggio di 1 km dall impianto l influenza degli ostacoli sulla dispersione di un rilascio accidentale meno importante mentre diventa determinante la definizione del campo di vento e di turbolenza locale a questa scala 1 modelli lagrangiani a particelle hanno gi offerto prove di efficienza e affidabilit e sono utilizzati in sistemi real time per la definizione immediata delle zone di impatto Buoni risultati sono ottenuti grazie alla capacit di questi modelli nell affrontare situazioni meteo dispersive critiche quali simulazione della dispersione in situazione di calma di vento considerando i fenomeni di stagnazione ed accumulo riproduzione dell impatto orografico e delle brezze di terra mare
157. stabile Pi recentemente nel Settembre 2012 stata diffusa la notizia che il K 27 necessiterebbe di essere riportato in secca in quanto il vessel si starebbe deteriorando a tal punto da rendere serio il pericolo di possibili fuoriuscite di materiale radioattivo L esperienza acquisita sulla costruzione ed esercizio del reattore VT 1 permise alla marina militare sovietica di sviluppare 1 sottomarini della Classe Alfa entrati in servizio tra la fine degli anni 70 ed 1 primi anni 80 e dismessi a met degli anni 90 L apparato propulsivo era affidato ad un singolo reattore LMFR questa volta di 155 MWt per una potenza elettrica di 30 35 MWe prodotta da due turbine da 40 47 000 hp sempre refrigerato con una miscela eutettica Piombo Bismuto Con l uso del LMER 1 progettisti valutarono di poter alleggerire la nave di circa 300 ton rispetto ai tradizionali LWR Grazie a questo ed all adozione di uno scafo in Titanio 1 sottomarini della Classe Alfa potevano superare la velocit di 40 nodi 75 Km h in immersione un primato per l epoca I reattori adottati erano di due tipi denominati OK 550 e BM 40A e richiedevano un sistema di riscaldamento per evitare la solidificazione del metallo liquido refrigerante Sistemi di riscaldamento esterni si rivelarono insoddisfacenti tanto da indurre a mantenere 1 reattori in funzione anche quando 1 sottomarini erano ormeggiati alla fonda Fu inoltre necessario prevedere un impianto speciale per la prod
158. studi finalizzati alla progettazione del nocciolo di un reattore adiabatico veloce al Piombo in conformit col layout complessivo del sistema ELSY Come schematicamente riportato nella Figura 20 un nocciolo adiabatico come quello di ELSY brucia 1 suoi stessi Attinidi Minori MA AF g 4 Fu MAS DU U i eee AA a Losses Equilibrium vector Figura 20 Ciclo del Combustibile con bruciamento Attinidi Minori Lo spettro di neutroni duro tipico di un LFR permette una bassa concentrazione di equilibrio degli Attinidi Minori MA nel combustibile nonch una iso fertilizzazione con una moderata concentrazione di Plutonio Elemento U 80 6 Pu 18 1 MAs 1 3 Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Ad esempio nel caso del progetto ELFR la composizione del combustibile all equilibrio non altera apprezzabilmente 1 parametri di sicurezza nel caso adiabatico rispetto a quelli all avviamento start up Parametro ELFR adiabatico ELFR Start up Beff pcm 320 340 Doppler constant pcm 760 900 Come si gia discusso in precedenza progettare un reattore intrinsecamente sicuro significa tra le altre cose prevedere ampi canali di refrigerazione nel nocciolo in modo da permettere alla circolazione naturale di superare le piccole perdite di carico attraverso 11 nocciolo Da un punto di vista neutronico le propriet del Piombo consentono di far fronte alla magg
159. te breve 138 4 giorni La minima produzione residua di Po dovuta alle tracce di Bi spesso presenti nel Piombo o alla cattura neutronica da parte dell isotopo Pb Il Polonio di fatto generato dal solo Bismuto secondo un processo di cattura neutronica 209Bi n 210Bi B 5 gg 210Po 210Po 138 4 gg 206Pb a 5 3 MeV La densit del Piombo 10 58 g cm a 400 C prossima a quella del combustibile nucleare Questo previene il rischio in caso di fusione del nocciolo di compattazione del combustibile con possibile ritorno alla criticit e danneggiamento del vessel Per di pi a differenza di quanto avviene in qualsiasi altro tipo di reattore l eventuale fusione del nocciolo tende naturalmente a non propagarsi in un LFR alimentato con ossidi misti MOX L elevata densit del piombo consente inoltre l attuazione passiva delle barre di controllo il cui inserimento progettato per avvenire dal basso sotto la spinta di galleggiamento Dal punto di vista della sicurezza lo svantaggio legato alla ridotta velocit di inserzione delle barre contenuto Anche assumendo conservativamente che le barre di controllo siano di acciaio pieno ovvero del solo materiale costituente a pi alta densit l accelerazione cui sono soggette sotto la spinta idrostatica pari a circa il 40 dell accelerazione di gravit con un allungamento del tempo di inserzione non superiore al 60 di quello necessario per una
160. tezione Protected Loss Of Flow o PLOF E un tipo di incidente che pu verificarsi quando viene a mancare l alimentazione elettrica alle pompe di ricircolo del circuito primario ad esempio durante uno station black out ed i sistemi di alimentazione elettrica di emergenza non intervengono In questo caso si assume che il sistema di protezione intervenga con il blocco quasi immediato del reattore SCRAM Prove di simulazione su un modello del reattore ELSY sono state condotte con il codice RELAP 5 da ENEA UTFISSM SICSIS Tali prove hanno evidenziato una rapida riduzione della portata fino a circa il 20 di quella nominale ed un aumento temporaneo di temperatura di circa 120 C nei rivestimenti delle barre di combustibile cladding seguito da un assestamento su valori al di sotto di quelli nominali di esercizio 14 e Blocco delle le pompe primarie senza l intervento del sistema di protezione Unprotected Loss Of Flow o ULOF Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 E lo stesso tipo di incidente trattato al punto precedente con la complicazione del mancato intervento dei sistemi di protezione e quindi senza SCRAM Una simulazione di questo tipo di incidente per il reattore MYRRHA FASTEF riportata in bibliografia 16 In questa simulazione si ha un rapido aumento della temperatura del refrigerante La reattivit totale comunque tende in un primo momento a diminuire per l effetto predomina
161. to a causa della bassa temperatura di fusione 124 5 C che permette di mantenere il sistema primario ad una temperatura di funzionamento relativamente bassa Le dimensioni compatte del core permettono di avere un diametro del foro che ospita 1l bersaglio di soli 88 mm Unitamente alle propriet del fascio di protoni questo valore porta ad una densit del fascio di 65 uA cm stato proposto una soluzione progettuale windowless ossia senza una separazione fisica tra la linea di accelerazione del fascio e 11 metallo liquido bersaglio SPALLATION LOOP PRIMARY PUMP x2 HEAT EXCHANGER x4 DIAPHRAGM CORE PLATE FUEL STORAGE x2 INNER VESSEL IN VESSEL FUEL HANDLING ia OUTER VESSEL Figura 11 Spaccato del Reattore MYRRHA Per questo primo tipo di ADS a media scala stato considerato appropriato un livello di sottocriticit di 0 95 Riguardo al combustibile stato scelta la tecnologia MOX vista l ampia esperienza maturata in Europa ed in particolare in Belgio Basandosi sulla disponibilit e sull esperienza qualificata maturata si considerato di raggiungere un livello massimo di arricchimento del plutonio del 35 Per trarre profitto dall inerzia termica fornita da un grande volume di refrigerante si optato per un sistema pool type a piscine nel quale 1 componenti del circuito primario pompe scambiatori di calore apparecchiature per la movimentazione del combustibile etc sono inseriti dall alto in
162. tro idraulico del fascio di barre ed usando questo nelle correlazioni adimensionali adoperate per il tubo circolare Questo metodo di calcolo non valido per 1 sistemi a metallo liquido e di conseguenza necessario sviluppare delle correlazioni ad hoc per ogni specifica configurazione La seconda questione cui si accennato in precedenza di natura pi tecnologica riguardando la progettazione ed il funzionamento dei sistemi refrigerati a metallo liquido L utilizzo del controllo chimico del liquido di raffreddamento ed la conseguente formazione di uno stato protettivo di ossido per mitigare la corrosione dell acciaio ha un significativo effetto sul trasferimento del calore soprattutto per il lungo termine o in condizioni di funzionamento anomali come ad esempio in caso di accumulo di ossido o in presenza di una elevata concentrazione di particelle di ossido I reattori raffreddati a metallo liquido hanno in genere configurazioni reticolari di nocciolo piuttosto aperte anche per limitare la prevalenza richiesta alle pompe di ricircolo ed aumentare la sicurezza passiva Codici termoidraulici La fluidodinamica computazionale CFD uno strumento numerico che in linea di principio in grado di descrivere in dettaglio 1 flussi e il trasporto di calore Tuttavia per alcuni metodi di simulazione 1 costi computazionali sono ancora troppo elevati per lo sviluppo tecnologico attuale dei computer Il diametro idraulico o diametro equival
163. tto LEADER Conceptual Design for Lead Cooled Fast Reactor di durata triennale Apr 2010 Set 2013 vede la partecipazione di 16 organizzazioni europee sotto il coordinamento dell Ansaldo Nucleare italiana Tre sono 1 principali obiettivi del progetto e approfondita analisi dei risultati del precedente progetto ELSY al fine di definire la configurazione di un possibile reattore europeo veloce al piombo ELFR European Lead Fast Reactor e individuazione di uno schema definitivo ELFR da utilizzare come impianto di riferimento e sulla base dello schema di riferimento progetto concettuale di un impianto in scala per il reattore dimostrativo veloce refrigerato al Piombo ALFRED Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator da 300 MWt 125 MWe Nel suo insieme il progetto LEADER articolato in 7 WP Work Package WPI SCK CEN Design Objectives and Specification WP2 ENEA Core design WP3 ANSALDO Conceptual design WP4 EA Instrumentation control protection systems WPS KIT G Safety and transient analysis WP6 KIT G Lead Technology WP7 KTH Education and Training s1 baser sulle esperienze acquisite nei seguenti centri di ricerca Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 e EULabs test sulla corrosione sulle caratteristiche dei materiali sula termo idraulica et al gi in corso e GUINEVERE impianto a potenza zero operativo dal 4 Feb 2011 e MYRRHA i
164. unzionamento a potenza ridotta E dotato di un vessel metallico multi compartimento semi integrato con sistemi di raffreddamento sia di tipo a piscina che a circuito Il vessel sviluppa 19 m di altezza con un diametro di 5 5 m alla base e di 11 5 m alla sommit La parte superiore larga del vessel separata dalla sua pi stretta parte centrale da una struttura cilindrica che forma una camera anulare all esterno della parte centrale del vessel stesso In questa disposizione semi integrata il generatore di vapore SG e le pompe primarie di circolazione sono collocati nella camera anulare fuori della parte centrale del vessel La griglia di elementi di combustibile composta da 121 celle quadrate delle quali 114 sono occupate da barre di combustibile e 7 da tubi guida L altezza attiva del combustibile nel nocciolo di 1 1 m con una zona superiore di 0 9 m per il gas plenum Il contenuto di plutonio e attinidi minori MA del 13 in peso Il rivestimento del combustibile consiste di un tubo a parete sottile in acciaio ferritico martensitico al 12 di cromo Ha un elevata resistenza alla corrosione da Piombo con swelling limitato e soddisfacenti caratteristiche di resistenza e scorrimento viscoso creep in funzione della temperatura I diametri esterni delle guaine utilizzate come rivestimento nella parte centrale mediana e periferica del nocciolo sono rispettivamente di 9 1 9 6 e 10 4 mm La Figura 8 mostra uno schema del reattore
165. uppo degli LFR nella direzione degli obiettivi pi ambiziosi di funzionamento ad alta temperatura e capacit di bruciamento oltre gli MA auto generati sar conseguito in futuro e sviluppato se del caso in funzione dei risultati delle attivit di R amp S e dei finanziamenti che si renderanno disponibili L aderenza alle linee guida dei reattori di IV generazione parte integrante dei requisiti di progetto per gli LFR Le principali soluzioni progettuali sinora concepite in via preliminare saranno descritte in dettaglio nei paragrafi seguenti I progetti proposti sono ritenuti sufficienti come base di partenza per dimostrare la fattibilit degli LFR Veniamo ora ad illustrare brevemente le principali caratteristiche degli LFR definite nell ambito degli obiettivi dei reattori di IV generazione Queste caratteristiche si basano sia sulle propriet del Piombo come refrigerante sia su specifici progetti ingegnerizzati L idea di adottare il Piombo liquido puro come refrigerante primario per un reattore nucleare origina da alcuni innegabili vantaggi tecnici e precisamente il Pb non reagisce con l acqua o l aria e questo permette di e inserire i generatori di vapore all interno del vessel e evitare complessi studi sulle possibili interazioni acqua refrigerante primario in caso di SGTR e adottare requisiti meno stringenti per le tenute del circuito primario elevato punto di ebollizione 1745 C e la ridottissima tens
166. utdown to hot shutdown GOPO2 Primary Plant Heatup Hot shutdown to hot standby GOP03 Primary Plant Heatup and Startup Hot standby to 2 power GOPO4 Plant Operations greater than 2 power to 100 GOPO5 Shutdown Power reduction from 100 to 2 GOP06 Load changes between 40 and 100 GOPO7 Inverse count rate ratio plot versus control rod position GOP08 Heat balance calculation for adjusting Nuclear Instrum System GOPO9 Critical rod position Boron concentration calculation GOP10 Shutdown from 2 to hot standby GOP11 Cooldown Hotstandby to hot shutdown GOP 12 Cooldown Hot shutdown to refueling mode mant cold shutdown GOP13 Shutdown margin determination GOP 14 Reference reactivity data calculation GOP15 Secondary plant Heatup and startup Da queste procedure possibile individuare le seguenti condizioni operative di riferimento per un impianto nucleare di potenza Riscaldamento e raffreddamento dell impianto Cold Shutdown Hot Shutdown Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Hot Standby Heatup e startup del sistema secondario in contemporanea alle medesime operazioni sul primario Variazioni di potenza in salita e discesa nel range 2 100 verifica della stabilit dello stato stazionario e oe ee calibrazione del sistema di strumentazione nucleare valutazione del margine di shutdown O O OO Tutte queste c
167. uzione di vapore surriscaldato per mantenere liquido il metallo refrigerante quando 1 reattori erano spenti Ancora venne condotto un vasto programma di ricerca e sviluppo sulla tecnologia del refrigerante HLM e sui materiali ponendo particolare attenzione agli aspetti legati al controllo chimico del metallo liquido per evitare la formazione di ostruzioni plugging dovute alla presenza di scorie e per migliorare la resistenza alla corrosione dei componenti interni realizzati con acciai specificamente sviluppati allo scopo Nel complesso dopo un primo sottomarino prototipo denominato Progetto 645 vennero costruiti sette sottomarini nucleari della classe alfa 705 705K Inoltre un secondo prototipo designato KM 1 e dislocato a terra venne messo in funzione presso l Istituto di Ricerca Tecnico Scientifica A P Aleksandrov NITI a Sosnovy Bor nel 1978 Il programma di sviluppo dei sottomarini della Classe Alfa fu segnato tra gli altri da una serie di incidenti all apparato propulsivo nucleare nell Aprile 1972 durante la navigazione il reattore dell unit prototipo K 64 rimase pressoch distrutto in un incidente che comport la solidificazione del metallo liquido refrigerante La nave venne demolita sei anni pi tardi l 8 aprile 1982 durante una crociera operativa si verific la fuoriuscita di metallo liquido dal reattore dell unit K 123 Il sottomarino fu posto in riserva e rimase in riparazione fino al 1992
168. xaminations 6 Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L Figura 23 Simulatore Westinghouse di sala controllo dell impianto AP1000 L utilizzo dei simulatori di addestramento rende possibile non solo la formazione di operatori da avviare alla conduzione di impianti gi in esercizio ma si rende indispensabile per formare lo staff tecnico destinato all avviamento di nuovi impianti I modelli di simulazione devono riprodurre in maniera altrettanto fedele 11 comportamento e la risposta dell impianto alle azioni effettuate dagli operatori A tal fine tutto il sistema di simulazione deve essere certificato dagli organismi preposti ad esempio negli USA l NRC AI riguardo si pu citare il caso di Westinghouse che gia a met 2010 ha avviato su un simulatore full scale un programma di pre addestramento per gli istruttori di operatore da destinare ai nuovi impianti AP1000 all epoca e tuttora ancora in costruzione 3 3 2 Simulatori di Ingegneria A differenza di un simulatore full scale che riproduce fedelmente e rigidamente la sala controllo dello specifico impianto simulato ed essenzialmente finalizzato all addestramento degli operatori un simulatore ingegneristico costituisce uno strumento certamente pi flessibile destinato a studi di tipo tecnico impiantistico controllistico e modellistico dei fenomeni implicati Laddove venga rispettata come solitamente avviene
169. za del tornado e delle caratteristiche costruttive del serbatoio e del suo contenuto Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L EE OE Drogo E cora ee En n a beretta Bete a aan Scion l Isometric View in Su verdraw HI Figura 32 Simulazione effetti Tornado su serbatoio Him 006273 secceds time 0 000 seconde tee OE seconde Mechanical Event Simulation above Recreates Laboratory Tornado Test below Figura 33 Simulazione di impatto di proiettile generato dal Tornado Tabella 9 Variabili di Input Output del modello Tornado Variabili d ingresso Variabili d uscita Velocit del vento e sua angolazione Evoluzione possibili deformazioni del serbatoio Livello e pressione acqua contenuta Caratteristiche costruttive serbatoio Sigla di identificazione Distrib ENEN Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 L L utilizzo dei software di simulazione permette anche di gestire l evoluzione delle normative di sicurezza e le eventuali modifiche da apportare alle strutture Per maggiori informazioni riguardo al case study presentato si pu far riferimento al link seguente http www algor com news_pub cust_app enterg entergy asp Riguardo al software utilizzato c da segnalare che nel tempo stato acquisito dalla societ Autodesk e inserito nella suite di prodotti Autodesk Simulation rinominandolo Autodesk Simulation Mec
170. zione elevatissima 1749 C Il piombo a differenza dell acqua non pu produrre gas esplosivi come l idrogeno neppure ad alta temperatura In molti progetti di LFR previsto che anche in caso di avaria delle pompe di ricircolo il raffreddamento del nocciolo sia garantito per circolazione naturale Sigla di identificazione ENNA Ricerca Sistema Elettrico ADPFISS LP2 042 Il piombo assicura la funzione di pozzo termico per un significativo periodo di tempo aumentando il grace time del sistema per l intervento degli operatori materiali radioattivi vengono trattenuti tutti all interno del vessel del reattore Nella maggioranza degli impianti in fase di progettazione per via dell alta densit del piombo il combustibile eventualmente fuoriuscito non pu accumularsi sul fondo del vessel Il piombo una volta solidificato costituisce il sarcofago ideale per 1 prodotti radioattivi Il ciclo del combustibile riduce 1 rischi di proliferazione nucleare in quanto il plutonio viene consumato in sito Alcuni eventi incidentali investono fondamentalmente la refrigerazione del nocciolo del reattore infatti anche nel caso di interruzione della reazione nucleare resta sempre da smaltire il calore di decadimento dei prodotti radioattivi per un ammontare intorno al 6 7 della potenza termica nominale Di conseguenza devono essere previsti dei sistemi sia attivi che passivi per lo smaltimento del calo
171. zzato come soluzione per il controllo della corrosione per 1 sistemi a basse temperature 470 C Al di sopra di queste temperature 1 meccanismi di dissoluzione divengono pi significativi Sia per i metalli che per i ceramici candidati sono richieste delle sperimentazioni e sviluppi significativi prima che sia scelto un materiale specifico e che possa essere realizzato un database ingegneristico Trattamenti Superficiali Il trattamento delle superfici un tema di ricerca e sviluppo che viene valutato come metodo per effettuare il controllo della corrosione dei materiali in contatti con il piombo o con I LBE Un trattamento efficace di questo tipo fornirebbe una protezione dalla corrosione mantenendo allo stesso tempo un accettabile stabilit dimensionale e meccanica del metallo sotto irraggiamento Sono state sviluppate e provate delle soluzioni facenti uso di materiali leganti che promuovono la formazione di ossidi tenaci e protettivi ad es Si e Al o di materiali e trattamenti che aumentano la resistenza alla corrosione Le procedure di trattamento superficiale includono procedure per alluminizzare trattamento di base FeCrAlY le superfici acciaiose tramite trattamento termico e processamento di fascio di elettroni processo GepulsteElektronenStrahlAnlage GESA Le prove iniziali sia statiche che dinamiche mostrano un eccezionale resistenza all LBE Tuttavia non ancora chiaro il comportamento di questi materiali nel caso che la corris

Studio preliminare di fattibilità di un sistema di simulazione

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