MODULI DI PROVA E COMPONENTI AD ALTO FLUSSO TERMICO NEL REATTORE A FUSIONE ITER. PROBLEMATICHE NUCLEARI, TERMOMECCANICHE E TERMOFLUIDODINAMICHE

Il presente programma si inquadra nell'ambito delle attività di ricerca promosse dalla comunità scientifica internazionale e volte allo sviluppo di fonti energetiche sicure e pulite, focalizzandosi sulla tecnologia degli impianti a fusione termonucleare controllata, che si profilano come l'opzione più valida, sul piano tecnologico ed ambientale, per il soddisfacimento delle future richieste di energia elettrica. Esso nasce dallo sforzo sinergico di un gruppo di ricerca interuniversitario strettamente integrato, co-operante da diversi anni in ambito internazionale, e mira specificatamente allo studio e all'approfondimento di alcune tra le più rilevanti problematiche nucleari, termomeccaniche, termofluidodinamiche e di sicurezza connesse allo sviluppo dei principali componenti del reattore a fusione termonucleare ITER. In particolare, l'attenzione sarà focalizzata su aspetti strategici relativi sia allo sviluppo di alcuni componenti chiave di tale reattore, quali i moduli di prova dei mantelli triziogeni di un futuro reattore dimostrativo ed i componenti esposti al plasma, sia allo studio delle caratteristiche di sicurezza e di impatto ambientale dell'impianto nel suo complesso. Per quanto attiene ai moduli di prova dei mantelli triziogeni, l'attenzione sarà rivolta sia a quello relativo al mantello a letti di sfere refrigerato ad elio o Helium-Cooled Pebble Bed Test Blanket Module (HCPB-TBM) sia a quello inerente il mantello a metallo liquido refrigerato ad elio o Helium-Cooled Lithium Lead Test Blanket Module (HCLL-TBM), mirando allo studio delle loro principali problematiche di carattere nucleare, termomeccanico, magnetoidrodinamico e di sicurezza. In particolare, con riferimento all'HCPB-TBM, si affinerà e validerà il modello costitutivo sviluppato per la descrizione del comportamento termomeccanico dei letti di sfere di berillio e di composti ceramici del litio, anche con la partecipazione ad un benchmark internazionale promosso dall'European Fusion Development Agreement. In relazione all'HCLL-TBM, l'attenzione sarà volta allo studio della potenziale influenza sulla sua risposta nucleare della configurazione e della composizione del suo quadro di supporto. Si affronterà inoltre lo studio delle problematiche connesse al trasporto ed alla estrazione del trizio dal metallo liquido, adottando un approccio integrato di tipo sia sperimentale, sia teorico-numerico, ove pertinente, a carattere magnetoidrodinamico. Per quanto concerne i componenti esposti al plasma, l'attività di ricerca mirerà all'investigazione della potenziale estensione dei metodi di progettazione probabilistica dei materiali compositi a matrice ceramica ai componenti ad alto flusso e si mirerà alla progettazione, preparazione ed al successivo studio di materiali di giunzione e rivestimento da impiegare per la realizzazione di componenti destinati a mostrare elevata resistenza termica e strutturale. In particolare, l'idoneità di tali giunzioni a tollerare elevati carichi termomeccanici verrà valutata sperimentalmente. Si studierà infine il comportamento termoidraulico del divertore del reattore ITER sia in condizioni stazionarie che in transitori operativi di "draining and drying". In relazione allo studio delle caratteristiche di sicurezza e di impatto ambientale, l'attività di ricerca proposta riguarderà ITER pur presentando dei riferimenti a reattori Long Term. Le attività prevedranno un impegno sia sul piano sperimentale che su quello teorico-numerico, riguardando le problematiche connesse alla gestione del trizio nel mantello triziogeno a metallo liquido, al riciclaggio ed alla declassificazione di componenti irraggiati ed alla sicurezza di reattori a fusione a combustibile avanzato.