La generazione di prodotti di corrosione attivati (ACP) all’interno dei circuiti di raffreddamento dei reattori nucleari a fusione costituisce un termine sorgente rilevante nel calcolo dei ratei di dose occupazionale. Il fenomeno della produzione di CRUD (Chalk River Undefined Deposit), noto ormai da decenni nell’operazione di reattori a fissione, assume particolare importanza nelle analisi di sicurezza dei reattori a fusione, data l’intensità di flusso neutronico con spettro ad alta energia (circa 14 MeV per il funzionamento con Deuterio e Trizio). I fenomeni combinati di corrosione, dissoluzione, erosione, precipitazione e trasporto di ioni e particelle metalliche, provocati dal passaggio del fluido refrigerante nei circuiti primari di raffreddamento, determinano la formazione di depositi attivati al di fuori dello schermo biologico, dove normalmente ha luogo la manutenzione ordinaria del sistema, comportando potenziali esposizioni indebite del personale dell’impianto. Il presente lavoro propone di descrivere una metodologia di stima di questi termini sorgente gamma attraverso l’utilizzo del codice OSCAR-Fusion, sviluppato dal commissariato all’energia atomica francese (CEA) in collaborazione con Electricité de France (EDF). OSCAR-Fusion, ormai adottato come riferimento per la stima degli ACP da parte di ITER-IO (International Thermonuclear Experimental Reactor Organization), permette il calcolo delle attività superficiali per sistemi di raffreddamento primari ad acqua di reattori tokamak. In questa sede, saranno affrontate le principali problematiche legate alla stima degli ACP con OSCAR-Fusion e alla determinazione delle sorgenti gamma per il calcolo dei ratei di dose. Si farà riferimento a casi applicativi caratterizzati da un funzionamento pulsato sotto intenso campo magnetico. Saranno analizzati nel dettaglio i sistemi di raffreddamento primari del reattore DEMO-EU (DEMOnstration power plant), il dimostratore in fase di design da parte del consorzio Eurofusion, e del reattore italiano DTT (Divertor Tokamak Test), la cui costruzione è prevista nel centro di ricerca ENEA di Frascati.
Valutazione dei prodotti di corrosione attivati per la mitigazione della dose occupazionale in reattori nucleari a fusione
Terranova N.;Contessa G. M.;
2021-01-01
Abstract
La generazione di prodotti di corrosione attivati (ACP) all’interno dei circuiti di raffreddamento dei reattori nucleari a fusione costituisce un termine sorgente rilevante nel calcolo dei ratei di dose occupazionale. Il fenomeno della produzione di CRUD (Chalk River Undefined Deposit), noto ormai da decenni nell’operazione di reattori a fissione, assume particolare importanza nelle analisi di sicurezza dei reattori a fusione, data l’intensità di flusso neutronico con spettro ad alta energia (circa 14 MeV per il funzionamento con Deuterio e Trizio). I fenomeni combinati di corrosione, dissoluzione, erosione, precipitazione e trasporto di ioni e particelle metalliche, provocati dal passaggio del fluido refrigerante nei circuiti primari di raffreddamento, determinano la formazione di depositi attivati al di fuori dello schermo biologico, dove normalmente ha luogo la manutenzione ordinaria del sistema, comportando potenziali esposizioni indebite del personale dell’impianto. Il presente lavoro propone di descrivere una metodologia di stima di questi termini sorgente gamma attraverso l’utilizzo del codice OSCAR-Fusion, sviluppato dal commissariato all’energia atomica francese (CEA) in collaborazione con Electricité de France (EDF). OSCAR-Fusion, ormai adottato come riferimento per la stima degli ACP da parte di ITER-IO (International Thermonuclear Experimental Reactor Organization), permette il calcolo delle attività superficiali per sistemi di raffreddamento primari ad acqua di reattori tokamak. In questa sede, saranno affrontate le principali problematiche legate alla stima degli ACP con OSCAR-Fusion e alla determinazione delle sorgenti gamma per il calcolo dei ratei di dose. Si farà riferimento a casi applicativi caratterizzati da un funzionamento pulsato sotto intenso campo magnetico. Saranno analizzati nel dettaglio i sistemi di raffreddamento primari del reattore DEMO-EU (DEMOnstration power plant), il dimostratore in fase di design da parte del consorzio Eurofusion, e del reattore italiano DTT (Divertor Tokamak Test), la cui costruzione è prevista nel centro di ricerca ENEA di Frascati.I documenti in IRIS sono protetti da copyright e tutti i diritti sono riservati, salvo diversa indicazione.
