Qualcuno mi sa dare spiegazioni su questo argomento?
E' basato sul coefficiente di vuoto negativo?
Ossia, solo con coefficiente di vuoto negativo si ha sicurezza intrinseca?

Riporto di seguito, nell'interesse di tutti, un riassunto delle domande che ci sono state formulate:

1) Sicurezza intrinseca dell'impianto: è l'equivalente del safety-by-design dell'IRIS? Ossia da progetto se succede qualcosa, ad esempio LOCA o vaporizzazione eccessiva del refrigerante, l'impianto si spegne da solo?
2) Coefficiente di vuoto: dipende dalla densità del refrigerante, fornisce il rapporto (sommariamente) vapore/liquido e se è negativo significa che la potenza termica del reattore diminuisce all'aumentare della frazione di vuoti nel reattore. E' all'incirca così?
3) Coefficiente di potenza/ Coefficiente di reattività: sono sinonimi del coefficiente di vuoto?
4) ABWR: ha coefficiente di vuoto negativo, ma come può essere considerato "intrinsecamente sicuro" se una sovrapressione (con conseguente condensazione del vapore) accidentale farebbe aumentare la potenza prodotta?
5) PBMR e altri a gas: secondo le spiegazioni dei costruttori, nel caso in cui manchi completamente il refrigerante, o esso non sia più in circolazione forzata, il reattore si ferma. Perchè? l'elio è un inerte, e non influisce sul flusso neutronico. Mancando l'elio, la grafite sarebbe ancora lì a moderare...

e delle risposte che io ho cercato di fornire:

1) Credo che sicurezza intrinseca e "safety by design" siano la stessa cosa. Sicurezza intrinseca, in parole semplici, significa che la sicurezza d'esercizio viene assicurata eliminando un pericolo con opportune scelte di tipo progettuale. Ad esempio, in caso di LOCA in un impianto PWR viene mancare il refrigerante/moderatore, ed in assenza di neutroni termici (poichè la sorgente di neutroni TERMICI è il moderatore, non il combustibile!) il reattore non può più essere critico e si spegne. Questo avviene anche se cominciano a formarsi bolle di vapore in seguito a depressurizzazione. Ciò significa che il reattore PWR è nato intrinsecamente passivo (non altrettanto si può dire per il reattore RBMK di Chernobyl). Stiamo per pubblicare un documento tecnico-divulgativo sulla sicurezza nucleare nel nostro sito: La invito a tenerlo sotto controllo;

2) E' all'incirca così;

3) No, il coefficiente di reattività è cosa diversa dal grado di vuoto (anche se in qualche modo sono collegati). La reattività indica lo scostamento del reattore dalla condizione di criticità, il grado di vuoto il rapporto vapore/liquido (in linea di principio non sono la stessa cosa);

4) Il meccanismo è lo stesso dei BWR già esistenti. La pressione nel sistema aumenta se una valvola della linea vapore si chiude automaticamente (ad esempio in conseguenza di una improvvisa perdita di carico della turbina). Questo comporta una diminuzione del titolo di vapore, con conseguente aumento della reattività, ovvero della potenza termica generata. Questa a sua volta porta ad un ulteriore aumento della pressione. esistono tuttavia le cosiddette REACTOR PRESSURE-RELIEF VALVES che scaricano il vapore in eccesso nella piscina di soppressione del vapore (con meccanismo assolutamnte passivo). Si aggiunga che la potenza specifica dei nuovi reattori è stata abbassata.
Tutte le tipologie di scenario incidentale sono comunque già state prese in considerazione nei reattori di II generazione attualmente in esercizio, e opportune contromisure sono state prese;

5) Se manca l'elio di certo la reazione a catena non si ferma. Come giustamente osservato il suo potere moderante è piuttosto modesto. Quello che invece è molto interessante rilevare che anche se l'elio se ne va il transitorio termico di questa tipologia di reattori è molto lento a causa della bassissima densità di potenza (dell'ordine di 2 KW/l, contro gli 80-100 dei reattori ad acqua). Anche in assenza di elio il calore viene rimosso per irraggiamento e conduzione, senza portare a conseguenze gravi: è molto interessante in merito l'esperimento condotto dai tedeschi sul reattore AVR. Le consiglio di vedere il 1° capitolo della mia tesi di laurea, liberamente consultabile all'indirizzo: http://etd.adm.unipi.it/theses/available...tolo1.PDF.

e che ha fornito l'Ing. Lomonaco:

Riguardo alla domanda 1, la "safety by design" è, di fatto, una metodologia adottota per ottenere un impianto dotato di sicurezza intrinseca. In realtà (come ci ha insegnato il nostro relatore Prof. Cerullo), tutti i reattori nucleari di tecnologia occidentale sono a sicurezza intrinseca (principalmente grazie al coefficente Doppler), quelli più moderni si possono definire "a maggiore sicurezza intrinseca"
Riguardo alla domanda 3, i coefficenti di potenza, di reattività e di vuoto seppur collegati sono in realtà distinti. Il coefficente di reattività deve essere riferito alla causa che fa varaiare la reattività stessa: esisterà quindi un coefficente di temperatura dal combustibile (Doppler), di temperatura del moderatore, di vuoto, etc. Il coefficente di potenza è un inviluppo dei coefficenti appena citati.
Riguardo alla domanda 4 è necessario aggiungere che seppur il coefficiente di vuoto è negativo, l'effetto degli altri coefficenti (in primo luogo il Doppler) compensa tale fenomeno rendendo complessivamente il reattore intrinsecamente sicuro
Riguardo alla domanda 5, è necessario aggiungere che, anche se la reazione a catena non si ferma immediatamente (cosa di fatto alquanto improbabile poichè l'intervento delle barre di sicurezza è sostanzialmente automatico), il coefficente di temperatura del combustibile è negativo e pertanto l'aumento di temperatura causato dalla non asportazione della potenza ancora prodotta con l'elio provocherebbe una autoregolazione del reattore stesso (coefficente Doppler negativo). Inoltre, data la già sottolineata bassa densità di potenza, l'elevata inerzia termica del core, la possibilità di asportare il calore per conduzione al terreno (l'impianto è parzialmente sotterraneo), l'evoluzione del transitorio (ripeto piuttosto irrealistico) potrebbe essere controllata più agevolmente rispetto a quanto ipotizzabile per altre tipologie di reattori



Spero questo faccia un pò di chiarezza sull'argomento.

Ciao a tutti!
sono uno nuovo
mi piacerebbe sapere qualcosa di più sulla sicurezza intrinseca di un impianto nucleare.
Esiste un testo che spieghi in maniera esauriente l'argomento?
es. coefficiente di temperatuta del combustibile, coefficiente di temperatura del moderatore, grado di vuoto etc
e come questi coefficienti incidano sulla reattività di una struttura moltiplicante.
la cosa mi interessa perchè leggendo sull'incidente nucleare di Chernobyl
ho si capito che si è trattato di un incidente di reattività ma ho trovato sempre oscure le dinamiche
grazie!