Numerosi studi di letteratura hanno affrontato i problemi della compatibilità tra il piombo fuso e gli acciai impiegati per il cladding e delle conseguenti interazioni chimico-fisiche tra il fuel e il cladding (fuel-cladding chemical interaction, FCCI) sia in condizioni di normale funzionamento che in condizioni incidentali. Scarse informazioni sono invece disponibili in caso di contatto tra il fuel e il coolant in seguito ad un evento di fessurazione della guaina: la conoscenza di ciò che potrebbe accadere in questa eventualità risulta quindi fondamentale al fine di prevedere l’evoluzione dell’evento e le conseguenze a cui potrebbe portare. L’attività di ricerca si è posta come obiettivo l’individuazione dei composti chimici che in prima battuta si possono formare da un punto di vista termodinamico in un sistema di cui sia nota la composizione chimica iniziale insieme alle condizioni operative di funzionamento. Analogamente è stata considerata anche la condizione incidentale Unprotected Loss-of-Flow (ULOF). Sono stati individuati diversi sistemi-studio costituiti da uno specifico combustibile (uranio metallico, ossido di uranio e MOX) e dal piombo fuso, per i quali sono stati ricercati in letteratura i dati termochimici necessari. E’ stato individuato e definito un volume di riferimento sulla base del quale sono stati stabiliti i dati in input. Quindi mediante l’utilizzo di un opportuno codice di calcolo opportunamente adattato, che minimizza l’energia libera di Gibbs del sistema, è stato possibile ottenere informazioni sull’equilibrio all’asintoto del sistema-studio, a prescindere dai fenomeni chimico-fisici e dalla loro cinetica. In particolare, è stato verificato che nel sistema U-Pb a temperature variabili tra i 700 e i 1450 K (range che comprende le condizioni nominali e ULOF), si ha la completa interazione tra i componenti a dare i due composti intermetallici PbU e Pb3U. Al contrario, nel sistema UO2-Pb nello stesso range di temperature, è stato invece verificato che la frazione finale di ciascun componente varia di poco rispetto al valore iniziale, suggerendo una minore reattività del sistema. A causa della scarsa disponibilità di dati termochimici sui composti intermetallici del plutonio, sono ancora in corso le ricerche volte a raccogliere i parametri necessari alle simulazioni e non sono ancora al momento disponibili risultati relativi ai sistemi-studio che lo contengono. Successivamente, saranno oggetto di approfondimento i sistemi-studio che tengono in considerazione i materiali della guaina e i prodotti di fissione formatisi in seguito al bruciamento. In aggiunta, è stato proposto e avviato un interessante approccio teorico basato su metodi ab-initio che al momento è solo delineato e che necessita di un ulteriore sviluppo mirato a questo tipo di applicazione in ambito nucleare al fine di poter disporre di un’altra via per lo studio della problematica ed al contempo verificare la congruenza di risultati ottenuti seguendo approcci teorici diversi.

Studio preliminare dell’interazione Fuel-Coolant in Reattori LFR: applicazione di un codice di calcolo

-
2012-09-17

Abstract

Numerosi studi di letteratura hanno affrontato i problemi della compatibilità tra il piombo fuso e gli acciai impiegati per il cladding e delle conseguenti interazioni chimico-fisiche tra il fuel e il cladding (fuel-cladding chemical interaction, FCCI) sia in condizioni di normale funzionamento che in condizioni incidentali. Scarse informazioni sono invece disponibili in caso di contatto tra il fuel e il coolant in seguito ad un evento di fessurazione della guaina: la conoscenza di ciò che potrebbe accadere in questa eventualità risulta quindi fondamentale al fine di prevedere l’evoluzione dell’evento e le conseguenze a cui potrebbe portare. L’attività di ricerca si è posta come obiettivo l’individuazione dei composti chimici che in prima battuta si possono formare da un punto di vista termodinamico in un sistema di cui sia nota la composizione chimica iniziale insieme alle condizioni operative di funzionamento. Analogamente è stata considerata anche la condizione incidentale Unprotected Loss-of-Flow (ULOF). Sono stati individuati diversi sistemi-studio costituiti da uno specifico combustibile (uranio metallico, ossido di uranio e MOX) e dal piombo fuso, per i quali sono stati ricercati in letteratura i dati termochimici necessari. E’ stato individuato e definito un volume di riferimento sulla base del quale sono stati stabiliti i dati in input. Quindi mediante l’utilizzo di un opportuno codice di calcolo opportunamente adattato, che minimizza l’energia libera di Gibbs del sistema, è stato possibile ottenere informazioni sull’equilibrio all’asintoto del sistema-studio, a prescindere dai fenomeni chimico-fisici e dalla loro cinetica. In particolare, è stato verificato che nel sistema U-Pb a temperature variabili tra i 700 e i 1450 K (range che comprende le condizioni nominali e ULOF), si ha la completa interazione tra i componenti a dare i due composti intermetallici PbU e Pb3U. Al contrario, nel sistema UO2-Pb nello stesso range di temperature, è stato invece verificato che la frazione finale di ciascun componente varia di poco rispetto al valore iniziale, suggerendo una minore reattività del sistema. A causa della scarsa disponibilità di dati termochimici sui composti intermetallici del plutonio, sono ancora in corso le ricerche volte a raccogliere i parametri necessari alle simulazioni e non sono ancora al momento disponibili risultati relativi ai sistemi-studio che lo contengono. Successivamente, saranno oggetto di approfondimento i sistemi-studio che tengono in considerazione i materiali della guaina e i prodotti di fissione formatisi in seguito al bruciamento. In aggiunta, è stato proposto e avviato un interessante approccio teorico basato su metodi ab-initio che al momento è solo delineato e che necessita di un ulteriore sviluppo mirato a questo tipo di applicazione in ambito nucleare al fine di poter disporre di un’altra via per lo studio della problematica ed al contempo verificare la congruenza di risultati ottenuti seguendo approcci teorici diversi.
Rapporto tecnico;Combustibile nucleare;Generation IV reactors;Chimica
File in questo prodotto:
File Dimensione Formato  
RdS-2012-064 Frontespizio.pdf

accesso aperto

Licenza: Creative commons
Dimensione 172.72 kB
Formato Adobe PDF
172.72 kB Adobe PDF Visualizza/Apri
XCIRTEN-LP3-018.pdf

accesso aperto

Licenza: Creative commons
Dimensione 1.6 MB
Formato Adobe PDF
1.6 MB Adobe PDF Visualizza/Apri

I documenti in IRIS sono protetti da copyright e tutti i diritti sono riservati, salvo diversa indicazione.

Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7470
Citazioni
  • ???jsp.display-item.citation.pmc??? ND
  • Scopus ND
social impact