Obiettivi formativi: Il corso è inserito al primo anno della laurea magistrale in Ingegneria Energetica e nucleare per gli allievi che hanno scelto l'indirizzo nucleare.
Dopo un cenno alla metodologia di progettazione del nocciolo, si approfondiranno le caratteristiche termoidrauliche del nocciolo dei reattori ad acqua naturale e verrà affrontato il progetto termoidraulico del nocciolo e il calcolo termo meccanico della barretta di combustibile. Verranno illustrati in particolare i metodi di calcolo della crisi termica e del mixing tra i sottocanali dei fasci di barre.
Saranno infine completate le conoscenze degli impianti nucleari a fissione: 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.
Articolazione del corso: Il corso è composto di lezioni, in cui vengono esposti gli argomenti teorici, e esercitazioni, nelle quali vengono svolti calcoli. I docenti ricevono periodicamente gli allievi e colloquiano con loro anche tramite posta elettronica.

Al termine 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; devono inoltre 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.

Si richiedono conoscenze pregresse dei corsi di Centrali termoelettriche e nucleari e Terofluidodinamica monofase e bifase.

1. Progettazione e normativa 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.

2. 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.

3. Progetto termico del nocciolo: limiti del progetto termico della barretta di combustibile; comportamento del combustibile e meccanismi di guasto della barretta.

4. 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; progetto preliminare del nocciolo di un LWR; orifiziatura; crisi termica e scelta della portata.

5. Calcolo termoidraulico del nocciolo di un PWR a inizio e a fine vita; calcolo del canale caldo: profili assiali 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.

6. 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.

7. 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.

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

9. 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

10. Scala IAEA degli eventi nucleari. Cenno agli incidenti negli I.N. ‘Three Miles Island’, ‘Fukushima’.

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

12. Smantellamento delle centrali nucleari (decommissioning). Tecniche di decontaminazione. Tecniche di demolizione. Gestione dei residui radioattivi provenienti dallo smantellamento delle centrali nucleari.

Esercitazioni:

- Dimensionamento scambiatore intermedio reattore veloce
- Calcolo termoidraulico nocciolo reattore quarta generazione
- Calcolo di verifica dei limiti termici e strutturali della barretta ci combustibile dei reattori PWR

- 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.

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.