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I recenti sviluppi dei reattori a gas ad alta temperatura. La collocazione di questi impianti nel futuro piano energetico mondiale. Il programma europeo HTR-N e l'attività di ricerca del DIMNP svolta nel suo ambito.

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Capitolo 1 4 Capitolo 1 - Caratteristiche del reattore HTR 1.1 Considerazioni preliminari In questo capitolo, per meglio inquadrare il problema, vengono sinteticamente descritti i principi base dei reattori a gas ad alta temperatura (HTR, High Temperature Reactor) allo scopo di definirne le caratteristiche. Tali considerazioni verranno riprese più avanti. Alla metà degli anni 50, una serie di studi sul reattore a gas ad alta temperatura sono stati iniziati in paesi differenti come il Regno Unito, gli Stati Uniti e la Germania. Essi hanno infine condotto alla costruzione di tre prototipi (DRAGON nel Regno Unito, Peach Bottom negli Stati Uniti e AVR in Germania). Questi reattori sono caratterizzati da un core completamente ceramico e da un refrigerante neutronicamente non attivo e non corrosivo (elio) in modo da poter avere alte temperature operative. Il combustibile è costituito da una miscela semi-omogenea di uranio e/o torio in forma di carburi o di ossidi all'interno di una struttura di grafite che svolge le funzioni di moderatore e di riflettore. È stato possibile raggiungere un alto burnup del combustibile grazie alla diluizione del combustibile ed al migliore comportamento della grafite irraggiata rispetto al rivestimento metallico. Gli alti fattori di conversione attesi erano dovuti all'assenza di veleni neutronici nella grafite e alle proprietà neutroniche eccellenti dell' U 233 ottenuto dalla fertilizzazione del Th 232 . La grande capacità termica del core e la sua bassa di densità di potenza costituiscono la ragione della lenta progressione dei potenziali incidenti con molto tempo a disposizione per l'intervento. La autoregolazione del reattore in seguito ad escursioni di reattività è garantita da un intrinseco coefficiente negativo di temperatura. Queste caratteristiche sono alla base dell'interesse per lo sviluppo dei reattori a gas ad alta temperatura (o HTGR, High Temperature Gas Cooled Reactor, come questi reattori sono chiamati negli Stati Uniti). 1.2 Caratteristiche del combustibile Nei primi progetti, il combustibile (ossido o carburo di uranio) era messo semplicemente in un rivestimento di ceramica; ciò conduceva ad un rilascio molto alto dei prodotti di fissione nel circuito primario. Di conseguenza, l'AVR ed il DRAGON sono stati progettati con un doppio contenitore a pressione e con sistemi altamente specializzati di purificazione dell'elio. L'innovazione fondamentale nel campo della tecnologia degli HTR è stata l'invenzione della particella rivestita del combustibile (CP, Coated Particle) che è stata concepita praticamente allo stesso tempo (1957-1961) da UKAEA in Gran Bretagna (Huddle, Goeddel) e da Battelle (Oxley) negli Stati Uniti. Stranamente, nessun brevetto è stato richiesto per questa pietra miliare della tecnologia degli HTR. Il piccolo kernel di combustibile fatto di carburo di uranio, di ossido di uranio o di una miscela di entrambi (ossicarburo di uranio) è ricoperto da strati differenti di grafite e carburo di silicio che sono in successione depositati in un reattore a letto fluido tramite pirolisi di idrocarburi[23]. I kernel di combustibile vero e proprio sono precipitati in forma rotonda da una soluzione di nitrato di torio o di uranile in un precipitante di ammoniaca usando ugelli vibranti. I kernel sferici ad alta densità di ossido di uranio e/o torio sono ottenuti dopo il lavaggio, l'essiccamento e la sinterizzazione. I kernel di carburo sono prodotti in modo simile. Ci sono principalmente due tipi di CP: • la particella BISO che ha uno strato poroso attorno al kernel e due strati più esterni di grafite pirolitica ad alta densità; • la particella TRISO che possiede uno strato aggiuntivo di carburo di silicio (SiC) fra i due strati di grafite pirolitica, strato che fornisce una resistenza strutturale e serve anche come barriera altamente efficiente contro la fuoriuscita dei prodotti di fissione.
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Informazioni tesi

  Autore: Guglielmo Lomonaco
  Tipo: Tesi di Laurea
  Anno: 2002-03
  Università: Università degli Studi di Pisa
  Facoltà: Ingegneria
  Corso: Ingegneria Nucleare
  Relatore: Nicola Cerullo
  Lingua: Italiano
  Num. pagine: 210

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