Introduzione

I reattori veloci rappresentano una pietra angolare di sistemi di energia nucleare avanzati perché possono estrarre significativamente più energia dall'uranio naturale rispetto ai reattori termici convenzionali riducendo al contempo la radiotossicità a lungo termine dei rifiuti di alto livello.

I Fondamenti del Fast Reactor Core Cooling

I reattori veloci funzionano con uno spettro neutronico non moderato, richiedendo un refrigerante che non rallenta significativamente i neutroni. I metalli liquidi sono la classe refrigerante preferita perché combinano la moderazione a basso neutrone con elevata conducibilità termica e alti punti di ebollizione. I tre candidati principali del refrigerante sono il design del sistema di raffreddamento a nucleo di sodio, piombo e piombo-bismuto (LBE).

Sodio come un Raffreddatore

Il raffreddamento più utilizzato nei reattori veloci sperimentali e prototipi, tra cui il reattore BN-600 e il reattore Phénix, la sua elevata conducibilità termica (circa 70 W/m·K a temperature di funzionamento del reattore) e il basso punto di fusione (97,7 °C) consentono un trasferimento termico efficiente a potenza di rischio modesta pompaggio.

Raffreddatori a piombo e piombo-Bismuth

I punti di ebollizione più elevati (causa 1749 °C; LBE: 1670 °C) consentono l'operazione a pressione atmosferica, semplificando il sistema primario e riducendo la probabilità di incidenti di perdita-di raffreddamento. Le principali sfide sono la corrosione degli acciai strutturali con piombo liquido o LBE-resistente e la loro maggiore densità di ossigeno, che aumenta.

Sistemi di raffreddamento passivi: Riduzione della dipendenza dai componenti attivi

Un avanzamento fondamentale nella sicurezza dei reattori veloci è lo sviluppo di sistemi di rimozione passivi del calore del decadimento che funzionano senza pompe attive, valvole o potenza elettrica. Questi sistemi si basano sulla circolazione naturale guidata da gradienti di densità e testa gravitazionale, fornendo margini di sicurezza intrinseci.

Sistema di raffreddamento ausiliario della nave reattore (RVACS)

Nel concetto RVACS, il calore di decadimento dal recipiente del reattore viene trasferito da radiazione e convezione naturale a un recipiente di contenimento esterno, che poi rifiuta il calore all'aria ambiente tramite uno stack. Il sistema è completamente passivo: nessuna pompa, nessuna azione dell'operatore e nessuna potenza esterna sono necessarie. Il progetto PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) di GE Hitachi incorpora un RVACS che può rimuovere il calore di decadimento per un tempo indefinito senza danni.

Sistema di raffreddamento ausiliario del reattore diretto (DRACS)

DRACS accoppia il reattore ad un anello esterno di circolazione naturale attraverso uno scambiatore di calore dedicato immerso nel pool di refrigeranti caldi. Il loop trasferisce calore ad un dissipatore di calore dell'aria o dell'acqua. Questo approccio può raggiungere tassi di rimozione più elevati rispetto a RVACS perché lo scambiatore di calore è posizionato più vicino al nucleo. Il reattore di ricerca MYRRHA (una struttura di spettro rapido raffreddato con piombo) rimuove un DRACS come parte della sua architettura di sicurezza.

Circolazione naturale nella Loop primario

Oltre ai sistemi di rimozione del calore del decadimento, i moderni progetti di reattore veloce sfruttano la circolazione naturale nel circuito primario del refrigerante stesso. Durante il normale funzionamento, le pompe forzano il refrigerante attraverso il nucleo. Se le pompe falliscono, la differenza di densità tra il nucleo caldo e il plenum superiore del refrigerante crea un percorso di flusso naturale del flusso operatore. Questo fenomeno permette al nucleo di mantenere il raffreddamento sufficiente per lunghi periodi senza la potenza della pompa.

Scambiatori di calore potenziati: migliorare le prestazioni termiche

Anche con la circolazione passiva, l'efficienza degli scambiatori di calore influisce direttamente sul calore di decadimento massimo che può essere rimosso e i margini di temperatura nel nucleo.

Scambiatori di calore a circuito stampato (PCHE)

I reattori di PCHElium sono fabbricati con canali di flusso chimicamente in piastre metalliche e poi con la diffusione-costruzione insieme. Questa costruzione produce rapporti di superficie-to-volume estremamente elevati (fino a 700 m ⁇ /m), e può sopportare pressioni oltre 500 bar. Per applicazioni di reattore veloci, Pcools in lega di nichel resistente alla corrosione o ossido-dispersione-protezione-0 temperature (ODS) possono funzionare ad alta

Scambiatori di calore Shell-and-Tube con tubi migliorati

I progetti convenzionali aventi a guscio e tubi vengono migliorati utilizzando tubi con alette elicoidali interne, inserti a nastro intrecciati o superfici distrutte che interrompono lo strato termico e aumentano i coefficienti di trasferimento termico del 30-50%.

Conservazione dell'energia termica come un paraurti di raffreddamento

Alcuni concetti di reattore veloci integrano un sistema di stoccaggio termico dell'energia (TES) che assorbe il calore in eccesso durante i transienti o quando la turbina è offline. Il supporto di stoccaggio può essere sale fuso, metallo liquido o ceramica solida. Durante il normale funzionamento, deviando una piccola frazione di calore primario al TES può preriscaldare il ciclo secondario e ridurre gli shock termici sulla turbina.

Materiali e rivestimenti di raffreddamento avanzati

La corrosione e il trasferimento di massa delle leghe strutturali nel refrigerante rimangono i meccanismi di degradazione a lungo termine più significativi nei reattori veloci.

Raffreddatori a piombo e a LBE regolati da ossigeno

Il sistema di controllo dell'ossigeno è stato utilizzato per il controllo dell'ossigeno, che è stato utilizzato per il controllo dell'ossigeno, e per il controllo dell'ossigeno, che è stato utilizzato per il controllo dell'ossigeno.

Leghe ad alta temperatura e gli acciai ODS

Gli acciai inossidabili, realizzati con nanoparticelle di yttria meccanicamente in una matrice ferritica o martensitica, presentano una resistenza superiore al strisciamento e una resistenza a temperature fino a 700 ]o]C. In sodio con ossigeno basso, gli acciai ODS presentano una corrosione trascurabile e un'eccellente stabilità dimensionale sotto l'irradiazione di neutroni.

Chimica di raffreddamento auto-riscaldante

La nuova ricerca esplora il concetto di un refrigerante ⁇ elf-healing ⁇ in cui gli additivi traccia possono riparare gli strati di ossido in tempo reale. Ad esempio, piccole aggiunte di silicio o alluminio a LBE possono formare SiO stabile2]] o Al]2[FLT:

Integrazione dei progressi: Vantaggi di sicurezza e accettazione delle normative

Quando si combinano raffreddamento passivo, scambiatori di calore potenziati e materiali refrigeranti avanzati, il risultato è un sistema di raffreddamento a nucleo che è dimostrabilmente più tollerante ai guasti e ai carichi estremi.

Frequenza di danno di base ridotta

I sistemi di rimozione del calore passivo (PSAs) per i reattori veloci avanzati come il PRISM GE‐Hitachi e il Westinghouse LFR progettiamo una frequenza di danno del nucleo (CDF) inferiore a 10-7] per il reattore-anno, un ordine di grandezza inferiore a quello dei reattori ad acqua leggera correnti.

Caso di sicurezza semplificato

Gli organismi di regolamentazione come la Commissione di regolamentazione nucleare degli Stati Uniti (NRC) e l’Autorit ⁇ de S Gommaret ⁇ Nucl ⁇ aire (ASN) stanno sviluppando dei quadri di licenza per i reattori avanzati che pongono una maggiore enfasi sulle prestazioni deterministiche piuttosto che sulla ridondanza del sistema attivo complesso. L’uso di sistemi di raffreddamento passivo semplifica la sicurezza perché ci sono meno componenti per non riuscire e meno funzioni di raffreddamento che possono sfidare

Tempo di copertura esteso

Nel progetto RVACS per un modulo raffreddato a sodio di 150 MWe, le analisi mostrano che il reattore può mantenere le temperature di base inferiori a 650 o]C per più di otto giorni dopo un blackout completo della stazione, senza dover riparare o supporto esterno.

Case Studies dei sistemi di raffreddamento avanzati nei reattori operativi e pianificati

Il Reattore PRISM (USA)

Il modulo del reattore PRISM, progettato da GE Hitachi, è un reattore rapido a forma di piscina raffreddato a 311 MWt che si basa esclusivamente sulla rimozione passiva del calore. Il RVACS fornisce il dissipatore di calore finale attraverso la parete del recipiente del reattore, mentre un loop N-to-Na intermedio trasferisce il calore ai generatori di vapore. Tutti i sistemi ausiliari sono situati sopra il pool del reattore per sfruttare la testa gravitazionale per la circolazione naturale.

Il progetto MYRRHA (Belgio)

MYRRHA (Multi‐Purpose Hybrid Research Reactor for High-Tech Applications) è un sistema acceleratore a circuito chiuso (ADS) progettato presso il Centro di Ricerca Nucleare belga (SCK ⁇ ), il cui sistema di raffreddamento a nucleo comprende una pompa primaria, un DRACS con un raffreddamento ad aria dedicato e un ciclo di raffreddamento secondario.

Il design concettuale ASTRID (Francia)

Il sistema di raffreddamento a temperatura media costante di ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) ha un concetto di 600 MWe (Reattore ad alta temperatura), che comprende sia i percorsi di rimozione del calore attivo che passivo.

Sfide e direzioni di ricerca eccezionali

Nonostante i progressi notevoli, molte sfide tecniche rimangono prima che i sistemi di raffreddamento avanzati possano essere utilizzati commercialmente in scala. I materiali strutturali ad alta temperatura adatti per una durata di 60 anni in refrigeranti corrosivi non sono ancora stati pienamente qualificati. La stabilità a lungo termine dei rivestimenti di ossido sotto irradiazione è ancora in fase di indagine.

La ricerca in corso nel Gruppo di lavoro del Reattore Veloce IAEA ⁇ e nel Forum Internazionale Generazione IV si occupa di questi temi attraverso programmi internazionali coordinati. Lo sviluppo di metodi di screening ad alto rendimento per leghe avanzate, l'uso di machine learning per ottimizzare la geometria dello scambiatore di calore, e la dimostrazione della logica di controllo autonomo per i sistemi passivi sono tutte aree di indagine attive.

Conclusioni

I recenti progressi nei sistemi di raffreddamento a nucleo di reattori veloci hanno migliorato fondamentalmente la sicurezza di questa importante classe di reattori nucleari. I sistemi di raffreddamento passivi che si basano sulla circolazione naturale, gli scambiatori di calore potenziati con prestazioni termiche superiori, e gli innovativi chemistri di raffreddamento che mitigano la corrosione si combinano per produrre progetti di reattori veloci che sono intrinsecamente più sicuri dei loro predecessori.