Analisi termofluidodinamica dei reattori nucleari innovativi refrigerati a gas
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Introduzione I-3 realizzato soprattutto perché la priorità fu data, per motivi strategici e politici, ai reattori per sottomarini militari raffreddati ad acqua (PWR). In seguito, alla metà degli anni '50, una serie di studi sul reattore a gas ad alta temperatura sono stati iniziati in diversi paesi, quali il Regno Unito, gli Stati Uniti e la Germania. Essi hanno condotto alla costruzione di tre prototipi (DRAGON nel Regno Unito, PEACH BOTTOM negli Stati Uniti ed AVR in Germania). L'innovazione fondamentale nel campo della tecnologia degli HTR è stata l'invenzione della microparticella rivestita del combustibile (CP, Coated Particle) con le sue eccezionali qualità di resistenza e di ritenzione dei prodotti di fissione. All'Università di Pisa questi reattori sono oggetto di studio da lungo tempo, sin dalle ricerche condotte a partire dal 1967 dal compianto Prof. Poggi e dal Prof. Cerullo, continuate poi anche all'Università di Genova[I-6] e tuttora in corso[I-7][I-8][I-9] presso l'Università di Pisa. Gli HTR sono caratterizzati da un nocciolo completamente ceramico e da un refrigerante neutronicamente non attivo e non corrosivo (elio o anidride carbonica) il che consente di poter avere alte temperature operative. La grande capacità termica del nocciolo e la sua bassa densità di potenza costituiscono la ragione della lenta progressione e delle limitate conseguenze di potenziali, anche se improbabili, incidenti. Queste caratteristiche sono alla base dell'attuale 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). L’elemento fondamentale della sicurezza per i reattori HTR è costituito dal fatto che, anche in situazione incidentale, per temperature inferiori a 1600°C, i prodotti di fissione sono completamente ritenuti nelle particelle elementari costituenti il combustibile (CP di tipo TRISO). Occorre sottolineare che la già citata bassa densità di potenza, tipica di questi reattori (qualche KW/l), fa anche sì che si possa ritenere che questa temperatura non venga mai raggiunta. Oggi tale filiera si può ragionevolmente ritenere una risposta innovativa per le attuali richieste del mercato mondiale dell'energia e per quelle future (auspicabili) quale la produzione di idrogeno e la desalinizzazione. I risultati ottenuti e quelli che si attendono dai reattori sperimentali situati in Giappone (HTTR) ed in Cina (HTR-10) insieme all'esperienza accumulata dall'esercizio di altri reattori raffreddati a gas, costituiscono una sicura base tecnologica per uno sviluppo commerciale presente (ad esempio il reattore PBMR in Sudafrica) e futuro. Oltre ai reattori a spettro termico precedentemente descritti, negli ultimi tempi sono divenuti oggetto di studio della comunità scientifica internazionale[I-10] i reattori a gas a spettro veloce, i cosiddetti GCFR (Gas Cooled Fast Reactor). Questa tipologia di reattori, seppur ancora in una fase preliminare di sviluppo, rappresenta una prospettiva molto interessante perché essi combinano le positive caratteristiche comuni a tutti i reattori veloci (possibilità di autofertilizzazione e quindi di
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Analisi termofluidodinamica dei reattori nucleari innovativi refrigerati a gas
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Informazioni tesi
Autore: | Guglielmo Lomonaco |
Tipo: | Tesi di Dottorato |
Dottorato in | Energetica Elettrica e Termica |
Anno: | 2007 |
Docente/Relatore: | Nicola Cerullo |
Correlatore: | WalterGrassi |
Istituito da: | Università degli Studi di Pisa |
Dipartimento: | Energetica |
Lingua: | Italiano |
Num. pagine: | 128 |
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