Titolo della tesi: System Thermal-Hydraulic Analyses Supporting the Development of Lead-cooled Fast Reactors
L’urgente necessità di decarbonizzare il sistema energetico globale, in risposta alla crisi climatica, ha rilanciato l’interesse per l’energia nucleare come fonte affidabile, a basse emissioni di carbonio e programmabile. L’energia nucleare, già oggi uno dei principali contributori alla produzione di elettricità senza emissioni, ha il potenziale per svolgere un ruolo centrale nel raggiungimento degli obiettivi di decarbonizzazione profonda.
In questo contesto, il Generation IV International Forum (GIF) ha promosso lo sviluppo di concetti avanzati di reattori in grado di superare le limitazioni delle tecnologie attualmente in uso. Tra questi, i reattori veloci raffreddati a piombo (Lead-cooled Fast Reactors, LFR) si sono affermati come una delle opzioni più promettenti. Gli LFR operano con uno spettro neutronico veloce, utilizzando piombo liquido o eutettico piombo-bismuto (LBE) come refrigerante primario. L’impiego di combustibili avanzati, come il MOX (Mixed Oxide Fuel), costituito tipicamente da ossido di plutonio miscelato con ossido di uranio impoverito o naturale, consente il riciclo del plutonio proveniente dal combustibile esausto, riducendo l’accumulo di materiali fissili stoccati e contribuendo così agli obiettivi di non proliferazione e sostenibilità. Inoltre, operare in spettro veloce permette agli LFR di aumentare l’utilizzo del combustibile, abilitando l’impiego di isotopi fertili come l’uranio-238 e il torio-232 per la generazione di isotopi fissili (rispettivamente plutonio-239 e uranio-233). Questa capacità consente di estrarre una maggiore quantità di energia per unità di uranio naturale e di ridurre la necessità di estrazione di nuovo combustibile. Inoltre, lo spettro veloce è particolarmente efficace nella trasmutazione degli attinidi minori a lunga vita (come nettunio, americio e curio) in isotopi a vita più breve o stabili, mediante fissione. Questo processo di trasmutazione riduce significativamente la radiotossicità e il carico termico a lungo termine dei rifiuti nucleari, affrontando uno dei principali ostacoli all’accettazione pubblica dell’energia nucleare e alla progettazione dei depositi geologici. La scelta dei metalli pesanti liquidi (Heavy Liquid Metals, HLM) come refrigeranti conferisce ulteriori vantaggi di scambio termico e chimici rispetto ai refrigeranti tradizionali. Il loro altissimo punto di ebollizione (circa 1740 °C per il piombo e 1670 °C per l’LBE) permette il funzionamento del reattore a pressione atmosferica, eliminando la necessità di recipienti in pressione e riducendo i rischi legati a guasti indotti da sovrapressione. Le ottime proprietà termofisiche degli HLM—come l’elevata densità e conducibilità termica—favoriscono la rimozione passiva del calore e permettono design compatti del nocciolo con un trasferimento termico efficiente. L’impiego degli HLM consente di operare a temperature più elevate, migliorando l’efficienza termodinamica e contribuendo alle prestazioni complessive degli LFR. Inoltre, gli HLM sono chimicamente inerti rispetto ad aria e acqua, eliminando il rischio di reazioni violente come la generazione di idrogeno, un problema rilevante nei reattori veloci al sodio (Sodium-cooled Fast Reactors, SFR) e nei reattori ad acqua leggera (Light Water Reactors, LWR).
Nonostante i numerosi vantaggi, l’impiego degli HLM come refrigeranti primari introduce una serie di sfide tecniche che devono essere attentamente affrontate per garantire un funzionamento sicuro e affidabile del reattore. Una delle problematiche più critiche è la corrosione: alle alte temperature, piombo e LBE sono chimicamente aggressivi verso i materiali strutturali, in particolare gli acciai, causando la progressiva degradazione dei componenti a contatto con il refrigerante. La formazione di strati protettivi di ossido sulla superficie degli acciai può mitigare la corrosione, ma la loro stabilità è altamente sensibile alla concentrazione di ossigeno nel refrigerante. È quindi essenziale mantenere livelli di ossigeno precisi e stabili, richiedendo l’implementazione di sistemi robusti di controllo e monitoraggio dell’ossigeno.Una problematica correlata è l’erosione e il trasporto di massa, soprattutto nelle aree soggette a elevate velocità di flusso o forti gradienti termici, dove gli strati protettivi possono essere rimossi meccanicamente, accelerando ulteriormente la degradazione dei materiali. Un’altra sfida rilevante riguarda l’attivazione del refrigerante e la produzione di polonio, in particolare nel caso dell’LBE, che contiene Bismuto-209, il quale può essere trasmutato in Polonio-210 sotto irraggiamento neutronico. Il Polonio-210 è un emettitore alfa altamente radiotossico con un’emivita relativamente breve (~138 giorni), che comporta seri rischi radiologici durante operazioni di manutenzione, esercizio e smantellamento. Questo aspetto richiede strategie rigorose di contenimento e l’impiego di sistemi di manipolazione remota. L’impiego di piombo puro evita il problema del polonio, ma introduce altre difficoltà legate al suo peso maggiore e al più elevato punto di fusione e congelamento, che impongono ulteriori vincoli operativi. Inoltre, l’opacità degli HLM complica la visualizzazione del flusso e la strumentazione interna, limitando la disponibilità di dati sperimentali dettagliati per lo sviluppo di modelli e la validazione dei codici.
La termoidraulica degli HLM coinvolge fenomeni complessi come la transizione da circolazione forzata a naturale, la stratificazione termica nelle piscine e il congelamento del refrigerante. Il congelamento è una preoccupazione significativa: il piombo solidifica a circa 327 °C e l’LBE a circa 125 °C, rendendo necessario il riscaldamento continuo del refrigerante e dei componenti anche durante fermate o manutenzioni, per prevenire la solidificazione e i blocchi. Questo impone complessità aggiuntive ai sistemi di rimozione del calore di decadimento, che devono essere progettati per operare in modo affidabile su un ampio intervallo di temperature. Infine, il comportamento termoidraulico e la modellazione degli HLM pongono sfide uniche. La loro elevata densità e il basso numero di Prandtl portano a caratteristiche di flusso e di scambio termico significativamente diverse rispetto all’acqua, richiedendo notevoli sforzi in attività di ricerca e sviluppo (R&D). In assenza di reattori operativi a scala reale, la progettazione e la valutazione di sicurezza degli LFR devono basarsi fortemente su simulazioni numeriche ad alta fedeltà supportate da dati sperimentali in impianti in scala ridotta. La qualificazione dei modelli numerici e dei codici di termoidraulica di sistema (System Thermal-Hydraulic, STH), così come la validazione dei sistemi di sicurezza in condizioni rappresentative, restano passaggi fondamentali nello sviluppo di questa classe di reattori.
Questa ricerca di dottorato contribuisce all’avanzamento tecnologico degli LFR attraverso un’estesa campagna di analisi termoidrauliche di sistema mirate a supportare la progettazione, la qualifica e la dimostrazione di sicurezza di diversi concetti LFR in fase di sviluppo nel mondo. Lo strumento di simulazione principale impiegato è RELAP5, un codice STH validato principalmente per i reattori ad acqua. La tesi si articola su tre progetti principali: ALFRED, il Westinghouse-LFR (WEC-LFR) e MYRRHA.
Nel caso di ALFRED, è stata condotta un’ampia serie di studi, tra cui un’analisi PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table), per identificare le principali criticità tecniche e orientare la priorità delle attività di R&D. Per valutare il comportamento del reattore in condizioni nominali e incidentali, sono state effettuate simulazioni accoppiate NK-TH (cinetica neutronica e termoidraulica), focalizzandosi su transitori non protetti. Particolare attenzione è stata dedicata al sistema innovativo di rimozione del calore di decadimento (DHR), che si basa sulla degradazione dei meccanismi di condensazione a causa della presenza di gas incondensabili. Questo approccio mira a conciliare due obiettivi contrastanti: rimuovere efficacemente il calore residuo mantenendo al contempo il refrigerante primario al di sopra del punto di congelamento. Per supportare e valutare questo concetto, è stato coinvolto l’impianto sperimentale SIRIO, su cui sono state condotte analisi termoidrauliche sia sperimentali che numeriche. Ulteriori indagini sono state eseguite per studiare la condensazione in condizioni pure e in presenza di gas incondensabili, e per validare i modelli e le correlazioni implementate in RELAP5.Il lavoro sul WEC-LFR ha coinvolto due impianti sperimentali principali. Il PHRF, dedicato allo studio del sistema passivo di rimozione del calore (PHRS) del WEC-LFR, il cui principio si basa sulla transizione del trasferimento di calore da acqua ad aria con conseguente degradazione della rimozione termica, è stato modellato e analizzato in profondità. Il secondo impianto è il VLF, che rappresenta il sistema di raffreddamento del reattore (RCS), analizzato attraverso una pre-test analysis sia in condizioni nominali che accidentali. Inoltre, la presenza nel VLF di componenti chiave del RCS del WEC-LFR ha portato a un’analisi approfondita di due elementi critici: lo scambiatore di calore primario (PHE) e il simulatore di fascio di barre di combustibile (FPBS). Il PHE, uno scambiatore innovativo a microcanali, rappresenta una tecnologia emergente per la quale la letteratura e l’esperienza industriale sono ancora limitate. Per questo motivo è stato condotto uno studio comparativo utilizzando sia un codice STH (RELAP5) sia uno strumento CFD (Ansys CFX). Il FPBS, invece, è un componente rappresentativo di un elemento di combustibile del WEC-LFR. Per valutarne le prestazioni è stata condotta un’analisi di sotto-canale tramite il codice DASSH, seguita da un confronto con RELAP5 per verificare la coerenza della modellazione e individuare eventuali limiti dei codici.
Infine, per il reattore MYRRHA, la ricerca si è concentrata sul sistema secondario di raffreddamento, studiato tramite l’impianto sperimentale HEXACOM. L’obiettivo principale è stato applicare e affinare una procedura di qualifica dei modelli numerici STH degli impianti sperimentali, finalizzata a migliorare l’accuratezza della modellazione e supportare i futuri processi autorizzativi. È stato sviluppato un modello completo in RELAP5, calibrato e validato tramite dati sperimentali e specifiche progettuali. I risultati delle simulazioni hanno fornito importanti indicazioni sul comportamento del circuito idraulico e hanno contribuito alla qualifica del modello termoidraulico.
Il lavoro futuro dovrebbe concentrarsi sull’ampliamento del dominio di validazione dei codici STH tramite l’acquisizione di dati sperimentali di alta qualità, in particolare in condizioni transitorie e incidentali. L’accoppiamento tra codici STH e strumenti ad alta fedeltà come CFD o codici di sotto-canale dovrebbe essere ulteriormente esplorato per migliorare la risoluzione dei fenomeni locali nei componenti critici. Inoltre, l’integrazione di approcci multi-fisici, comprendenti feedback strutturali, neutronici e termoidraulici, sarà essenziale per aumentare l’accuratezza delle valutazioni di sicurezza. Dal punto di vista sperimentale, ulteriori campagne di prova su impianti avanzati come SIRIO, PHRF, VLF e HEXACOM saranno necessarie per affinare le strategie di modellazione e ridurre le incertezze in condizioni rilevanti per la progettazione. Queste direzioni di sviluppo contribuiranno in modo significativo alla qualificazione e alla licenza degli LFR, sostenendo il loro impiego sicuro e sostenibile nei futuri sistemi energetici nucleari.