Relativamente alla caratterizzazione sperimentazione dei generatori di vapore, uno dei principali problemi di sicurezza del progetto di reattore nucleare refrigerato a metallo liquido è la rottura dei tubi del generatore di vapore. Infatti, tale evento può implicare la propagazione di un’onda di pressione nel vessel principale che può causare, direttamente o indirettamente, il danneggiamento di strutture interne al vessel del primario. In caso di grandi o piccole perdite, il vapore rilasciato dal secondario del reattore, a pressione più elevata, può essere trascinato dal flusso principale verso l’ingresso del core, causando inserzioni di reattività. Un altro aspetto rilevante è il fatto che tale evento potrebbe avere un impatto sul sistema di controllo della chimica del refrigerante primario, compromettendone l’affidabilità ed il buon funzionamento. Lo sviluppo di un sistema capace di identificare in tempo la presenza di una piccola rottura nel tubo del generatore di vapore potrebbe essere utilizzata per prevenire il degradare della piccola perdita in SGTR: quindi diminuire la probabilità di quello che è, ad oggi, considerato l’incidente di riferimento per la sicurezza del reattore LFR. Nell’ambito dell’attività PAR 2018 in sinergia con il progetto europeo MAXSIMA, sono stati effettuati test sperimentali per caratterizzare il rilascio attraverso tipiche cricche che possono verificarsi nei tubi pressurizzati di un generatore di vapore, e correlare il tasso di rilascio a segnali rilevati da microfoni, accelerometri ed emettitori acustici.

Test di caratterizzazione sperimentale del sistema per la rilevazione di piccole perdite nel Generatore di Vapore LFR

Santoli, Demis;Valdiserri, Massimo;Gianotti, Daniel;Cati, Stefano;Neri, Andrea;Del Nevo, Alessandro
2019-01-29

Abstract

Relativamente alla caratterizzazione sperimentazione dei generatori di vapore, uno dei principali problemi di sicurezza del progetto di reattore nucleare refrigerato a metallo liquido è la rottura dei tubi del generatore di vapore. Infatti, tale evento può implicare la propagazione di un’onda di pressione nel vessel principale che può causare, direttamente o indirettamente, il danneggiamento di strutture interne al vessel del primario. In caso di grandi o piccole perdite, il vapore rilasciato dal secondario del reattore, a pressione più elevata, può essere trascinato dal flusso principale verso l’ingresso del core, causando inserzioni di reattività. Un altro aspetto rilevante è il fatto che tale evento potrebbe avere un impatto sul sistema di controllo della chimica del refrigerante primario, compromettendone l’affidabilità ed il buon funzionamento. Lo sviluppo di un sistema capace di identificare in tempo la presenza di una piccola rottura nel tubo del generatore di vapore potrebbe essere utilizzata per prevenire il degradare della piccola perdita in SGTR: quindi diminuire la probabilità di quello che è, ad oggi, considerato l’incidente di riferimento per la sicurezza del reattore LFR. Nell’ambito dell’attività PAR 2018 in sinergia con il progetto europeo MAXSIMA, sono stati effettuati test sperimentali per caratterizzare il rilascio attraverso tipiche cricche che possono verificarsi nei tubi pressurizzati di un generatore di vapore, e correlare il tasso di rilascio a segnali rilevati da microfoni, accelerometri ed emettitori acustici.
Sicurezza nucleare;Generation IV reactors;Tecnologia del piombo
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/8085
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