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Supercritical Water Reactor - Fuel Qualification Test

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Struttura sperimentale per i reattori ad acqua supercritica

Per lo sviluppo dei reattori nucleari di prossima generazione è stato organizzato un test di qualifica del combustibile (FQT, fuel qualification test). Un consorzio finanziato dall’UE ha svelato la struttura sperimentale per test che contiene un piccolo assemblaggio di combustibile composto da multiple barre di combustibile.

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Nel reattore per la ricerca LVR-15 a Řež, nella Repubblica ceca, verranno effettuati dei test per valutare l’effetto della corrosione causata dall’acqua sui materiali per il combustibile e per le strutture del nocciolo. Con il supporto di un finanziamento dell’UE, il principale obbiettivo del progetto SCWR-FQT (Supercritical water reactor - fuel qualification test) era quello di testare un assemblaggio di combustibile su piccola scala a temperature fino a 600 °C e pressioni fino a 25 MPa. SCWR-FQT ha lavorato allo sviluppo della necessaria struttura FQT che presenta un circuito ad acqua supercritica oltre a sistemi di sicurezza e protezione per il reattore di ricerca nella Repubblica ceca. I test sono stati effettuati per misurare l’effetto di radiolisi e chimica dell’acqua sulla corrosione dei materiali di rivestimento. Essi hanno compreso le condizioni tipiche che si verificano vicino allo sbocco del nocciolo, dove la temperatura del refrigerante è più calda. Il lavoro del progetto era anche mirato alla progettazione di una sezione di test riscaldata elettricamente nella struttura multiuso ad acqua supercritica (SWAMUP) in Cina. I materiali candidati per il rivestimento del combustibile e delle strutture del nocciolo erano degli acciai inox disponibili in commercio di grado nucleare, incluso 347H, 316L, 08Ch18N10T, 316Ti. I campioni sono stati esposti ad acqua supercritica con differente contenuto di ossigeno. Mentre un contenuto elevato di ossigeno aveva un impatto negativo sulla corrosione dei materiali, non è stato osservato nessun effetto significativo dei livelli dell’ossigeno sulle proprietà meccaniche. Sulla base dei risultati dei test di corrosione e anche dei test sulla velocità di deformazione, è stato scelto l’acciaio inox 316L come materiale di rivestimento più adatto per il previsto test di qualifica del combustibile. Sono state definite le distribuzioni sia del flusso di calore che della temperatura dell’intero assemblaggio di combustibile. È stato scoperto che la temperatura di rivestimento rimaneva ben al di sotto dei limiti accettabili per una potenza di riscaldamento totale di circa 64 kW. Inoltre, i test neutronici e termoidraulici effettuati nella struttura SWAMUP hanno aiutato ad affinare la progettazione FQT su vasta scala. Gli esiti del progetto sono stati divulgati attraverso varie conferenze, workshop e pubblicazioni che hanno aiutato a consolidare le scoperte e hanno spianato la strada alla futura costruzione della struttura FQT completa. Una volta ottenute le autorizzazioni da parte delle autorità ceche, questa struttura avanzata sarà realizzata sul reattore di ricerca LVR-15 nella Repubblica ceca.

Parole chiave

Reattore ad acqua supercritica, test di qualifica combustibile, reattore nucleare, materiali rivestimento, acciaio inox

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