Nel documento redatto dalla Idaho National Engineering and Environmental Laboratory (Bechtel BWXT Idaho, LLC) dal titolo "Advanced Core Design And Fuel Management For Pebble-Bed Reactors" (autori Hans D. Gougar, Abderrafi M. Ougouag e William K. Terry - Ottobre 2004),  preparato per la U.S. Department of Energy Office of Nuclear Science and Engineering sotto il DOE Idaho Operations Office, a pagina 14 (pag. 28 del pdf) é illustrata la rimozione del calore di decadimento (a reattore neutronicamente spento) per un reattore sperimentale AVR; figura 2-6 -  Peak fuel temperature in AVR during loss-of-forced-cooling tests:
http://www.inl.gov/technicalpublications...310868.pdf
Per quanto riguarda un reattore BWR, riporto l'Accident Source Terms for Boiling Water Reactors with High Burnup Cores Calculated Using MELCOR 1.8.5 redatto dai Sandia National Laboratories (autori Mark T. Leonard, Randall O. Gauntt e Dana A. Powers); si vedano pagine 77 e 118:
http://prod.sandia.gov/techlib/access-co...077697.pdf
Sul manuale Boiling Water Reactor Simulator with Passive Safety Systems (IAEA 2009), a pagina 190 vi é illustrato che "During the low-pressure, long-term decay heat removal period, the decay heat is removed from the core by natural circulation inside the RPV (Reactor Pressure Vessel). The steam that is produced is blown into the containment, condenses in the PCCS System (Passive Containment Cooling System), and the condensate returns to the RPV as makeup flow. Low-pressure natural circulation takes place during the long-term decay heatremoval period from the containment.":
http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloa...009-10.pdf
Il documento sopracitato riporta i sistemi di sicurezza passiva riferiti ai BWR, mentre per i sistemi di sicurezza attiva, vi é il manuale Boiling Water Reactor Simulator with Active Safety Systems (IAEA 2009):
http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloa...-10-05.pdf
Nel Loss of Coolant Accidents, LOCA, and Reactivity Initiated Accidents, RIA, in BWRs and PWRs della Advanced Nuclear Technology International (autori Peter Rudling, Ron Adamson e Friedrich Garzarolli, revisione di Alfred Strasser), nella figura  6-1 (pag. 38 del pdf) vi é illustrata la Temperature distribution in pellet before and during a LOCA event during nuclear heating, mentre nella figura C-1 (pag. 59 del pdf) é mostrata la Variation of heat flux with surface-liquid temperature difference in pool boiling:
http://www.antinternational.com/fileadmi...Sample.pdf
Di interesse, questo documento dal titolo Long-term Training Course on Safety Regulation and Safety Analysis / Inspection 2005 per i BWR giapponesi:
http://www.ansn-jp.org/jneslibrary/BWR_S...Design.pdf
a pagina 17 e 18 (pag. 20 e 21 del pdf), é rappresentato lo schema del residual heat removal (RHR), il quale "is designed to start up automatically as the LPFL (Low Pressure Flooder) in case of the loss-of-coolant accident and then to work functionally as the spray cooling system by remote-manual switch-over of the motor-operated valve. The system takes water from the suppression chamber pool for spraying into the containment vessel after cooling of such water by means of the heat exchanger. Sprayed water is returned to the suppression chamber through the vent pipes." (pagina 21 - pag. 24 del pdf).
In questo documento della Union of Concerned Scientists, datato 3 Maggio 2004, é illustrato molto bene il contenimento della sovrapressione in un reattore BWR:
http://www.ucsusa.org/assets/documents/n...essure.pdf
Allego 2 brevi documenti. Uno recentissimo (12 Dicembre 2010) del Dr. Magdi Ragheb ( http://npre.illinois.edu/faculty/ragheb.php ) dal titolo Loss of coolant accident (LOCA) é considerato "the small and large-break LOCA phenomenology for the PWR and BWR deigns. An analytical model estimates the rate at which a PWR core becomes uncovered in the case of a small-break LOCA, exemplified by the Three Mile accident. LOCAs have occurred in light water and heavy water reactors as well as gas cooled and liquid metal cooled ones.", mentre nell'altro allegato, dal titolo Experimental study on in-vessel cooling mechanisms (1999) redatto anche da un tecnico della stessa Tepco (Tokyo Electric Power Company), Shun-ichi Imai.

P.S.: detto questo, credo sia necessario aprire un thread apposito per approfondire i BWR, in quanto non voglio appesantire questo (thread).
Rivedendo un pò di bibliografia scientifica e tecnica si possono fare alcune constatazioni. Gli eventi dei reattori della centrale nucleare di Fukushima Daiichi, causati essenzialmente da un problema al RHR, dureranno ancora un paio di giorni (lo ha ipotizzato lo stesso Marco Ricotti ieri a Porta a Porta), ma ci vorrà tutta la settimana per il "normalizzarsi" della situazione. E' oramai cosa certa l'aumento dell'indice di ines.
Per seguire gli sviluppi:
http://www.world-nuclear-news.org/

File allegato(i)

  Experimental study on in-vessel cooling mechanisms.pdf (Dimensione: 190.71 KB / Scaricato: 7)
  Loss of coolant accident.pdf (Dimensione: 121.2 KB / Scaricato: 8)