• Best estimate
• Decay heat
• Licensing

Gli attuali sforzi, per assicurare che le operazioni degli impianti nucleari di potenza si attuino in modo stabile, sicuro e competitivo, procedono di pari passo con gli sviluppi fatti nel campo dell’analisi degli incidenti dove l’analisi di sicurezza di tipo deterministico assume un ruolo rilevante nel confermare la corrispondenza e l’efficienza delle disposizioni in materia di sicurezza degli stessi impianti.
Le conoscenze tecniche sviluppate di recente offrono due opzioni per dimostrare che il livello di sicurezza è garantito da adeguati margini di sicurezza: l’utilizzo di codici di calcolo di tipo realistico, o “Best Estimate” (BE), associati a input o di tipo conservativo o di tipo realistico. In quest’ultimo caso si richiede la valutazione dell’incertezza dei risultati ottenuti.
Si prevede un maggiore utilizzo dell’analisi di sicurezza di tipo BE, nelle attività di progettazione e di licensing, sia per impianti di nuova realizzazione che per quelli esistenti per le attività di revisione periodiche di sicurezza, riclassificazione di sicurezza, aumento di potenza ed estensione di vita. Gli strumenti di analisi BE sono già ampiamente utilizzati dagli enti di controllo, dagli istituti di ricerca e in molti casi dall’industria, dai gestori e dai progettisti.
L’agenzia internazionale per l’energia atomica (IAEA), attraverso le pubblicazioni Safety Standards, raccomanda, come una delle opzioni per dimostrare l’adeguatezza dei margini di sicurezza, l’utilizzo dei codici BE con input realistico associato alla valutazione dell’incertezza dei risultati ottenuti.
L’obiettivo, che si propone il presente lavoro, è quello di contribuire allo sviluppo dell’applicazione dei metodi BE con valutazione dell’incertezza nei processi di licensing.
In questa tesi, maggiore enfasi è data allo studio degli “input e metodi” dei calcoli BE più che alla valutazione dell’incertezza, che è lo scopo principale di altre attività parallele di dottorato con le quali sono state mantenute le relazioni.
L’attività è stata sviluppata in due fasi. Inizialmente lo studio è stato focalizzato sull’approfondimento e analisi dei seguenti argomenti:
a) importanza e ruolo del licensing per la sicurezza degli impianti nucleari di potenza e, viceversa, dell’analisi di sicurezza, in particolare quella deterministica, e i margini di sicurezza per il processo di licensing;
b) il processo di licensing secondo gli standard IAEA;
c) lo stato dell’arte dell’utilizzo dei metodi BE nei processi di licensing in alcuni paesi.
L’attenzione è stata successivamente spostata sull’analisi della guida americana RG-1.157 e sono stati sviluppati alcuni temi non totalmente coperti dalle attività di ricerca attive in campo termoidraulico. In particolare mediante l’ utilizzo dei codici RELAP5/MOD3 e Monte Carlo MNCP5, è stato analizzato l’influenza del calore di decadimento, della distribuzione dei beta e gamma di decadimento e l’analisi della modellizzazione del cross flow. Infine, le altre parti della RG-1.157 sono state approfondite mediante i risulti ottenuti in campo internazionale dalla ricerca scientifica e dalle relative applicazioni.
Le considerazioni fatte nell’analisi della guida americana sono da riferirsi principalmente ai reattori in pressione piuttosto che apparati sperimentali.
Vengono infine riportati i risultati conseguiti che sono stati condivisi e valutati anche da alcuni colleghi in ambito internazionale.