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rapporti - Rapporto di Sintesi

Progetto 3 “Collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare” – Documento di sintesi dell’attività 2011

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Progetto 3 “Collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare” – Documento di sintesi dell’attività 2011

Il progetto ha portato allo sviluppo e alla verifica di strumenti di calcolo per lo studio del comportamento di impianti nucleari in normale funzionamento, in condizioni perturbate e a seguito di incidenti severi. Le ricerche si sono orientate sia verso impianti della più recente (III) Generazione, già in fase di costruzione, sia verso quelli di IV Generazione, soprattutto del tipo refrigerato a metalliliquidi (sodio e piombo).

Il presente Rapporto di sintesi è parte integrante della documentazione delle attività di Ricerca di Sistema previste dal “Piano Annuale di Realizzazione 2011” nell’ambito del progetto “Collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare” (Area “Governo, Gestione e sviluppo del sistemo elettrico nazionale”) e ne costituisce il Deliverable 8. Le attività del triennio sono state indirizzate sia al rafforzamento delle conoscenze sui reattori di generazione attuale, in quanto l’Italia aveva avviato un percorso di ripresa dello sfruttamento dell’energia nucleare, sia all’acquisizione di know-how e alla valutazione delle prospettive dei reattori di IV Generazione. All’inizio del terzo anno di attività, il grave incidente giapponese di Fukushima (marzo 2011) ed il successivo esito del referendum italiano sul nucleare (giugno 2011) hanno decisamente allontanato nel tempo la prospettiva di ripresa del nucleare. In tale nuova situazione, le ricerche sul nucleare di IV Generazione mantengono e in un certo senso accrescono la loro validità, mentre diminuisce l’interesse per i reattori attuali. Tuttavia, in considerazione della trasversalità di gran parte degli studi e dei modelli di calcolo, e del grado di avanzamento già raggiunto, i principali prodottiprevisti su entrambe le tematiche sono stati portati a compimento. Per i reattori di generazione attuale, si è trattato in particolare di un database sulle caratteristiche di un reattore PWR di grande taglia, sviluppato in stretta collaborazione fra tutti gli enti di ricerca italiani, del simulatore ingegneristico di tale reattore, che è stato validato sulla base di dati di esercizio di unimpianto reale, e di modelli di “incidente severo” (cioè situazioni incidentali con danneggiamento del nocciolo), che sono stati sviluppati e verificati attraverso benchmark internazionali e dati sperimentali ricavati appositamente. E’ utile sottolineare che i modelli di incidente severo sono stati anche impiegati, sempre nell’ambito di collaborazioni nazionali ed europee, per l’analisi dell’incidente di Fukushima, ottenendo una più approfondita comprensione della dinamica dell’incidente e dei fenomeni in esso implicati. Per gli impianti di IV Generazione, l’attenzione è stata rivolta ai reattori refrigerati a metalli liquidi, che più di altre filiere appaiono adatti a soddisfare uno degli obiettivi strategici della nuova Generazione, ossia la cosiddetta “sostenibilità”, intesa come la possibilità di sfruttare l’energia nucleare a lunghissimo termine, attraverso l’autofertilizzazione e quindi l’utilizzo pressochè completo dei materiali fissili e fertili disponibili in natura. Uno dei temi analizzati è la fisica dei reattori veloci, aspetto cruciale e che ha portato ad ottenere una sensibilità sulla possibilità di realizzare gli obiettivi strategici: sostenibilità, non proliferazione, possibilità di eliminare, almeno in parte, le scorie a vita lunga. Tali obiettivi vanno inoltre resi compatibili con un’accettabile stabilità del reattore (in particolare, retroazioni legate allaformazione di vuoti nel refrigerante). Ovviamente non si è preteso di dare risposte complete e definitive rispetto a temi così complessi, ma le indicazioni ottenute a fronte di varie configurazioni di nocciolo ipotizzate mostrano che gli obiettivi di autofertilizzazione e di non proliferazione sono realisticamenteraggiungibili, mentre il bruciamento degli attinidi è risultato fattibile solo in misura piuttosto limitata e richiede ulteriori e più approfondite indagini. Un secondo tema, pure di grande rilievo, è la sicurezza dei reattori refrigerati a metalli liquidi: notevole attenzione è stata dedicata alla sicurezza del sodio ed ai rischi di reazioni esotermiche in caso di perdite dai circuiti, sia mediante sviluppo ed applicazione di modelli di calcolo che attraverso esperienze di base effettuate in una facility (LISOF) appositamente realizzata. Un’attività sperimentale ha infine riguardato i materiali innovativi di cui si prevede l’impiego nei reattori refrigerati a metalli liquidi, allo scopo di garantire integrità e sicurezza degli impiantioperanti ad elevate temperature e con rischi di corrosione dei componenti operanti a contatto del fluido refrigerante. Si tratta degli acciai “ODS” (Oxide Dispersion Strengthened), la cui caratterizzazione è stata svolta mediante la tecnica “small punch” che ha fornito utili indicazioni, evidenziando i punti diforza di questi materiali, ma anche alcune questioni aperte come l’anisotropia delle proprietà a creep.

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