The MYRRHA reactor design and the primary heat exchanger (PHX) tube rupture event analysis
Creators: name: CASTELLITI, DIEGO
Publisher: name: Universit� degli studi di Genova
Year: 2018

description: Tra tutti i differenti concetti di reattori nucleari proposti nell?ambito della Generation IV, I reattori ?pool-type? raffreddati a metallo liquido pesante rappresentano una delle opzioni pi� promettenti.
Uno dei principali obbiettivi, dal punto di vista progettuale e della sicurezza, consiste nell?ottenere un concetto efficiente e compatto. Tale requisito spesso implica l?adozione di un numero inferiore di circuiti refrigeranti rispetto ad altri reattori simili. La rimozione del circuito intermedio pu� essere ottenuta tramite l?adozione di un fluido secondario che entri direttamente nello scambiatore di calore (o generatore di vapore) situato nel vessel primario. Per quanto concerne il fluido secondario, una scelta comune � rappresentata dall?acqua in pressione.
Uno degli eventi pi� rilevanti dal punto di vista dell?analisi di sicurezza applicata a reattori di questa tipologia � rappresentato dall?ingresso accidentale di acqua nel vessel primario, che potrebbe scatenare una serie di conseguenze potenzialmente in grado di mettere a repentaglio la sicurezza del reattore. Lo studio di tale transitorio implica un?analisi multifase dei flussi, caratterizzata da svariate fenomenologie su diverse scale spaziali e temporali.
MYRRHA � un reattore di ricerca pool-type raffreddato da una lega eutettica di piombo e bismuto (LBE). Pur essendo un Accelerator Driven System (ADS), ha la capacit� di operare in modalit� critica. La potenza generata nel sistema di raffreddamento primario � trasferita, tramite lo Scambiatore di Calore Primario (PHX), nel sistema secondario, per il quale l?acqua in pressione � stata selezionata come refrigerante.
Le attivit� del Ph.D. si focalizzeranno sul progetto del reattore MYRRHA, con particolare riferimento al PHX. L?incidente di rottura di un tubo dello scambiatore stesso (PHXTR), con le conseguenze sugli altri componenti del reattore, sar� analizzato in una configurazione realistica del reattore tramite specifici modelli di calcolo ed attivit� sperimentali dedicate.
Le analisi teoriche sulle conseguenze del rilascio di una miscela bifase di acqua-vapore nel vessel primario devono essere eseguite in condizioni rappresentative del reattore MYRRHA: questo comporta una fedele modellazione, in termini geometrici e di processo, dello scambiatore e degli altri componenti, al fine di essere in grado di simulare l?evoluzione dell?incidente nel modo migliore possibile.
L?impatto sui componenti situati all?interno del vessel ed i carichi meccanici generati dall?incidente di rottura del tubo devono essere valutati in base alle reali condizioni d?impianto, cos� come l?incremento di pressione nel vessel e la conseguente apertura del disco di rottura.
Numerose campagne sperimentali finalizzate all?analisi della rottura di un tubo dello scambiatore primario sono previste nell?ambito del progetto Europeo FP7-MAXSIMA. Tali esperimenti sono stati concepiti per simulare le condizioni operative del reattore MYRRHA nel migliore dei modi, allo scopo di validare i modelli di calcolo. Tali simulazioni numeriche saranno poi utilizzate per estendere le capacit� predittive degli esperimenti.
Lo scopo finale del Ph.D. consiste dunque nella finalizzazione del progetto dello scambiatore di calore del reattore MYRRHA, rivolgendo particolare attenzione allo studio dell?incidente di rottura di un tubo. La programmazione di specifici strumenti di calcolo � prevista al fine di essere in grado di simulare tutte le fasi dell?incidente e le potenziali implicazioni per la sicurezza dell?impianto.