Lo sviluppo di strumenti di simulazione dinamica degli impianti nucleari è un’attività significativa e necessaria, inerente allo “sviluppo delle competenze in materia nucleare” e propedeutica per le analisi di sicurezza degli impianti durante i transitori di normale esercizio o incidentali. Il software di simulazioneLegoPST, nato negli anni ’80 in ambito nucleare proprio con questo scopo, contiene nelle proprie librerie i modelli dei principali componenti necessari per la modellazione del circuito primario, oltre che i modelli per la simulazione del circuito secondario, di impianti nucleari con reattori di tipo PWR (“Pressurized Water Reactor”). Attività di verifica condotte recentemente hanno confermato l’adeguatezza di tali modelli mediante la simulazione sia di condizioni operative stazionarie (100% del carico), sia transitorie di un certo rilievo (rifiuto di carico), di un reattore PWR da 900 MWe di tipo analogo ai reattori francesi della classe CP2. Si è dunque deciso di estendere l’uso dei modelli di LegoPST allo studio delle dinamiche e delle manovre d’esercizio degli impianti pressurizzati di ultima generazione. Con riferimento ad un impianto nucleare con reattore di tipo PWR di generazione III+, di taglia 1600 MWe, è stato messo a punto, in ambiente LegoPST, un simulatore dinamico piuttosto dettagliato, che rappresenta il comportamento dell’isola nucleare (nocciolo, circuito primario a quattro “loop”, conquattro generatori di vapore ed il pressurizzatore, e linee di adduzione del vapore secondario al collettore vapore principale) e del sistema acqua-vapore (sistema turbina a vapore, con relativo “bypass” al condensatore, e sistema condensato e acqua alimento). L’approccio adottato, come di consueto, è basato sui principi primi, più precisamente su equazioni differenziali a parametri concentrati, che rappresentano la conservazione della massa, dell’energia e della quantità di moto per i fluidi di lavoro (acqua nel circuito primario, acqua/vapore nel circuito secondario), la conservazione dell’energia per le tubazioni opareti metalliche e per il combustibile nucleare e la descrizione della cinetica neutronica, e su equazioni algebriche costitutive. Nel simulatore sono state inserite le principali funzioni di regolazione necessarie per gestire le condizioni di normale operatività, che comprendono, oltre che variazioni di carico agradino o rampa entro i limiti di ampiezza e velocità stabilite dal Gestore della Rete, la partecipazione alla regolazione primaria di frequenza e transitori più “impegnativi”, fra cui il rifiuto di carico. Nella regolazione, le azioni in anello chiuso sono state implementate mediante usuali regolatori di tipo PID adun ingresso e un’uscita (“Single-Input-Single-Output”), le azioni in “feedforward” mediante funzioni algebriche o semplici filtraggi. Come riferimento per i dati geometrici e costruttivi, si è attinto al “database” Mille600, frutto anch’esso delle recenti attività di “sviluppo delle competenze in materia nucleare”. Nel presente rapporto si descrivono innanzitutto le principali caratteristiche dei modelli di processo e di automazione usati. Si riportano poi i risultati di simulazione ottenuti per diversi tipi di transitori: in tal modo, si confermano le capacità predittive dei modelli e l’efficacia delle azioni di controllo introdotte. Si osserva, infine, che non sono stati finora modellati i sistemi di sicurezza (ad esempio, il sistema dirimozione del calore residuo di decadimento, il sistema di iniezione di acqua borata, ecc.): pertanto, qualora si vogliano estendere le simulazioni ai transitori incidentali, occorrerebbe includere nel simulatore anche tali sistemi di sicurezza.