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La presente tesi tratta l’analisi neutronica e termofluidodinamica del Gas Cooled Fast Reactor (GCFR), reattore a flusso veloce e refrigerato a gas incluso nel programma della Generation IV, dei vantaggi e delle problematiche ad esso legate, del comportamento a regime di un reattore appartenente a questa filiera e dell’evoluzione temporale del transitorio dovuto ad un incidente di Loss Of Flow Accident (LOFA).
Trattandosi di una filiera a spettro neutronico veloce, il GCFR presenta alcune caratteristiche peculiari di tale tipologia di impianto, come l’assenza di moderatore, una densità di potenza di circa 100 KW/l (notevole per un reattore refrigerato a gas, specialmente se comparata con i circa 5 KW/l tipici dei reattori di tipo HTR), un core molto compatto, un flusso neutronico avente energia media particolarmente elevata (circa 200 MeV, in realtà maggiore delle più comuni filiere a metalli liquidi a causa del potere moderante quasi nullo dell’elio, ma comunque inferiore allo spettro di fissione).
D’altra parte si hanno caratteristiche che non si riscontrano in altri impianti di tipo veloce, come il valore del Breeding Gain nullo, l’uso di un fluido, l’elio, avente notoriamente un non eccellente coefficiente di scambio termico (per quanto il più elevato tra tutti i gas), l’assenza di un blanket, l’adozione (nei progetti più lungimiranti) del ciclo diretto, e la capacità di utilizzare combustibile quasi non riprocessato proveniente dagli LWR o dagli HTR e bruciare gli attinidi minori ad elevata radiotossicità.
Nella presente tesi si fa riferimento alla facility Experimental and Testing Demonstration Reactor (ETDR), modello di GCFR con potenza ridotta (50 MW) per cui non è previsto l’allacciamento alla rete ma rappresenta il primo modello di tale filiera che sarà costruito. I calcoli, sia di tipo neutronico (eseguiti con il codice Monteburns©) che termofluidodinamico (mediante codice RELAP5-3D©), sono stati eseguiti sul modello di core e di struttura impiantistica dell’ETDR, su cui si hanno numerosi dati geometrici, costruttivi e di funzionamento molto più precisi rispetto all’impianto di potenza, la cui costruzione è prevista non prima del 2040.
Mediante il codice RELAP5-3D© si è inoltre valutata l’evoluzione del transitorio di LOFA , dimostrando come tale incidente può essere gestito in modo totalmente passivo grazie al sistema DHR basato sulla circolazione naturale. E’ stata eseguita un’analisi di sensibilità sull’andamento del transitorio variando la curva di run-down della soffiante dell’impianto.
I dati ottenuti dall’analisi di neutronica mediante codice Monteburns© sono infine stati implementati nel codice RELAP5-3D© che, mediante accoppiamento tra cinetica neutronica e termofluidodinamica, ha fornito la valutazione dei parametri d’impianto di un nocciolo caricato con gli attinidi minori. Oltre ai parametri di stato stazionario, si è potuta comparare l’evoluzione del transitorio generato dal core caricato con attinidi minori.