Modellizzazione del SGTR e impatto sugli studi di valutazione probabilistica della sicurezza (PSA)
All'interno di un reattore nucleare, la fissione (scissione) degli atomi di uranio situati nel nocciolo genera calore. Tale calore viene trasferito al di fuori del nocciolo mediante due circuiti, uno primario ed uno secondario. L'acqua presente nel circuito primario viene riscaldata. Tale circuito attraversa un generatore di vapore, dove cede calore al circuito secondario per mezzo del fascio tubiero dello scambiatore di calore, solitamente costituito da numerosi tubi a U. Il problema analizzato riguarda la rottura del tubo del generatore di vapore (SGTR) nei reattori ad acqua pressurizzata (PWR). Con il tempo, i tubi all'interno del generatore di vapore si logorano. Ciò può comportare la rottura del fascio tubiero, la quale, se abbinata ad altri guasti, può generare una fuoriuscita di prodotti di fissione radioattivi dal circuito primario a quello secondario e, di conseguenza, nell'ambiente. La gravità di tale fuoriuscita si riduce se la maggior parte dei prodotti radioattivi viene trattenuta all'interno del generatore di vapore. L'obiettivo del progetto SGTR è proprio quello di creare una banca dati contenente informazioni sul potenziale di ritenzione dei prodotti di fissione. I principali scenari di incidenti sono stati descritti sulla base degli attuali studi di PSA (Valutazione probabilistica della sicurezza), che analizzano le possibili vie di fuoriuscita del materiale radioattivo a seguito del danno, stimandone l'entità e la frequenza. Sulla base di ciò, sono stati individuati i principali fattori di rischio per gli studi sperimentali: condizioni a secco e a umido nel circuito secondario, numero di tubi rotti, gravità e localizzazione del danno, interruzione del flusso, concentrazione del prodotto di fissione e tasso di iniezione (flooding). Per studiare la ritenzione dei prodotti di fissione nei tubi del generatore e nel circuito secondario del reattore sono stati utilizzati due modelli in scala di due tipi di generatori di vapore PWR. Sebbene restino da approfondire numerosi aspetti, il progetto ha permesso di rispondere ad importanti interrogativi sul deposito di aerosol e la risospensione in caso di rottura del tubo. Tali informazioni potranno essere utilizzate per valutare l'efficacia delle diverse strategie di gestione degli incidenti, migliorando così la sicurezza dei reattori.