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Politecnico di Torino
Anno Accademico 2011/12
02GVZND
Impianti nucleari a fissione
Corso di Laurea Magistrale in Ingegneria Energetica E Nucleare - Torino
Docente Qualifica Settore Lez Es Lab Tut Anni incarico
Panella Bruno ORARIO RICEVIMENTO     61.5 6.5 12 0 7
SSD CFU Attivita' formative Ambiti disciplinari
ING-IND/19 8 B - Caratterizzanti Ingegneria energetica e nucleare
Esclusioni:
01MUO; 01OKD
Presentazione
Il corso, inserito al primo anno della laurea specialistica in Ingegneria Energetica e nucleare per gli allievi che hanno scelto l'indirizzo nucleare, è suddiviso in due parti. In una prima parte saranno completate le conoscenze degli impianti nucleari a fissione, illustrando i requisiti, sempre più stringenti, richiesti agli impianti che si intende costruire nel breve e nel lungo termine: partendo dall'analisi degli incidenti più rilevanti verificatisi, si illustreranno le caratteristiche dei reattori della terza e quarta generazione. Si illustreranno anche le diverse opzioni relative allo smantellamento degli impianti nucleari.
Nella seconda parte si approfondiranno le caratteristiche termoidrauliche e verrà affrontato il progetto termoidraulico del nocciolo. Sarà infine illustrato il calcolo della distribuzione di temperatura nel canale caldo e la verifica dei limiti termici.
Risultati di apprendimento attesi
Al termine della prima parte del corso gli allievi devono conoscere le caratteristiche funzionali delle centrali nucleari, con particolare riferimento ai reattori innovativi e reattori veloci autofertilizzanti nonché le opzioni del decommissioning; al termine della seconda parte devono essere in grado di affrontare i calcoli dei componenti e il progetto termoidraulico del nocciolo degli impianti nucleari, con particolare riferimento ai reattori ad acqua, e ai limiti termici. Gli allievi devono conoscere anche le metodologie per affrontare problemi di scambio termico e moto dei fluidi in condizioni di alto flusso termico.
Prerequisiti / Conoscenze pregresse
Lo studente deve possedere le conoscenze di base delle centrali nucleari, che possono essere acquisite nel corso di laurea di Ingegneria energetica e nel corso di Centrali termoelettriche del Corso di laurea specialistica di Ingegneria energetica e nucleare.
Programma
1. Scala IAEA degli eventi nucleari. Cenno agli incidenti negli I.N. Three Miles Island.

2. Progetti di nuovi reattori. Note sui sistemi passivi e sul grado di passività. Reattori evolutivi e innovativi: EPR, AP1000, ESBWR, IRIS, PBMR. Reattori della quarta generazione. Reattori autofertilizzanti.

3. Smantellamento delle centrali nucleari (decommissioning). Tecniche di decontaminazione. Tecniche di demolizione. Gestione dei residui radioattivi provenienti dallo smantellamento delle centrali nucleari. La disattivazione degli impianti nucleari.

4. La progettazione e la normativa nucleare. Progettazione nucleare, classi di sicurezza, classi sismiche. Metodologia del progetto a seconda della tipologia di impianto; interazione tra i principali sottoprogetti: neutronico, termoidraulico, meccanico, dei materiali; progetto della geometria della cella, dell'arricchimento e del burnup sulla base di criteri neutronici, termici ed economici; diagramma a blocchi del progetto del nocciolo di un reattore veloce.

5. Progetto termico del nocciolo: limiti del progetto termico della barretta di combustibile per reattori ad acqua, a metallo liquido e a gas; comportamento del combustibile e meccanismi di guasto della barretta.

6. Caratteristiche del nocciolo degli impianti nucleari. Parametri caratteristici del nocciolo dei reattori nucleari commerciali. Tipologie geometriche dei sottocanali; confronto dei parametri termoidraulici dei noccioli: potenza specifica, densità di potenza, flusso termico, potenza lineare; scelta dei parametri in relazione ai margini di sicurezza ed evoluzione del progetto; scelta di fluido refrigerante, salto entalpico, portata, pressione

7. Generazione di potenza nel nocciolo; fattori di forma e di canale caldo; metodi statistici applicati alle tecnologie nucleari: determinazione dei fattori di canale caldo ingegneristici; portata di bypass; progetto preliminare del nocciolo di un LWR; orifiziatura; crisi termica e scelta della portata.

8. Calcolo termoidraulico del nocciolo di un Pwr a inizio e a fine vita; calcolo del canale caldo: profili di temperatura del refrigerante, della parete della barretta, della guaina, della pastiglia, di centro barra; integrale di conducibilità, fattore di depressione del flusso; ebollizione sulla parete: correlazione di Jens-Lottes; modello di Bowring e altre correlazioni del codice termoidraulico THINC per la regione di non equilibrio termodinamico; resistenza termica del gap tra pastiglia e guaina: impostazione teorica e correlazioni usate; calcolo spessore del gap a caldo; calcolo della pressione nella barretta a fine vita; effetto dell'ossido e delle incrostazioni sul campo termico; calcolo termomecccanico della guaina.

9. Crisi termica nei PWR: definizioni e interpretazioni fenomenologiche, modelli e correlazioni in pool boiling; meccanismi di crisi in convezione forzata ed effetto dei principali parametri termoidraulici; effetto della distribuzione del flusso; modelli del DNB e correlazioni; correlazioni di progetto per PWR:W3 , fattore di Tong, fattore di griglia; correlazioni per bassissime portate e in transitorio.

10. Calcolo termoidraulico dei reattori ad acqua bollente. Codice ISCOR. Correlazioni per il calcolo del titolo, della frazione di vuoto, delle cadute di pressione monofase e bifase.

11. Crisi termica nei BWR: modelli del dryout e correlazioni di progetto per BWR: Hench Levy, CISE, GEXL; crisi termica limitata dal Flooding.

12. Mescolamento tra canali aperti adiacenti: meccanismi fisici; equazioni di conservazione secondo i codici COBRA e THINC; parametro di mixing turbolento e correlazioni; mixing bifase: modelli e correlazioni del codice MIXER; procedure di calcolo e tecniche numeriche dei codici termoidraulici a canali aperti.

13. Asportazione di altissimi flussi termici nel divertore dei reattori a fusione: meccanismi fisici, modelli e confronto con dati sperimentali.
Organizzazione dell'insegnamento
Esercitazioni:

- Calcolo della portata di circolazione in funzionamento normale e in circolazione naturale

- Calcolo di verifica dei limiti termici dei reattori ad acqua pressurizzata
Testi richiesti o raccomandati: letture, dispense, altro materiale didattico
- B. Panella, Appunti.
- C. Lombardi, Impianti nucleari, Città Studi, 2004.
- M. Cumo, Impianti nucleari. Casa Editrice Università La Sapienza, 2008.
- R.A.Knief,"Nuclear Engineering", Hemisphere,1992.
- N.E.Todreas and M.S.Kazimi,"Nuclear systems",Vol.I ,II,Hemisphere,1990.
- R.T.Lahey and F.J.Moody,"The thermal-hydraulics of a boiling water reactor",American Nuclear Society, New York, 1993.
- L.S.Tong and J.Weisman,"Thermal analysis of pressurized water reactors",American Nuclear Society, La Grange Park,1996.
- B.Panella,"Reattori nucleari ad acqua leggera", Celid,Torino,1981.
Criteri, regole e procedure per l'esame
Controlli dell'apprendimento

Accertamento delle capacità di risoluzione di problemi svolti nel corso.

Modalità di esame

La valutazione si basa sull'esame orale alla fine del corso e sulle esercitazioni svolte durante l'anno.
Le esercitazioni prevedono l’uso del laboratorio informatico di termoidraulica del Dipartimento di Energetica
Orario delle lezioni
Statistiche superamento esami

Programma definitivo per l'A.A.2011/12
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