Premessa.

Dopo oltre quaranta anni di esperienza operativa, le centrali nucleari progettate e costruite nei paesi occidentali hanno dimostrato nei fatti la capacità di operare in condizioni sicure, con standard di gran lunga superiori a quelli dell'Europa dell'Est.

Il continuo progredire della tecnologia nucleare ha consentito di stabilire per i nuovi impianti criteri di sicurezza ancora più stringenti: in particolare le nuove centrali saranno realizzate in modo da non richiedere l'evacuazione della popolazione e da non contaminare il territorio circostante l'impianto per qualsivoglia, pur grave incidente concepibile. [1, 2]

Si vuole inoltre che la sicurezza degli impianti sia garantita anche nel caso di prolungata assenza dell'operatore, ovvero sopportandone eventuali interventi erronei, ed infine che essa non dipenda dalla disponibilità di fonti esterne di energia elettrica.

Allo scopo di soddisfare i nuovi obbiettivi di sicurezza negli impianti della nuova generazione sono stati considerati gli incidenti severi quali la fusione del nocciolo, sono stati introdotti sistemi passivi di raffreddamento del reattore e del sistema di contenimento che sfruttano per il loro funzionamento leggi fisiche fondamentali quali la gravità e la circolazione naturale, e che quindi intervengono automaticamente senza richiedere alcuna alimentazione elettrica esterna.

Anche per tentare di convincere l'opinione pubblica della convenienza di riaprire un discorso interrotto sull'onda dei tragici fatti di Chernobyl, l'Università ha intrapreso negli ultimi anni, accurati studi e simulazioni al calcolatore elettronico di diverse situazioni di emergenza che si possono verificare in un reattore di potenza.

Accanto all'impegno della Università vi é quello della industria che sfrutta al meglio le nuove tecnologie informatiche e le nuove, ancorché continuamente aggiornate, generazioni di microprocessori elettronici.

Nella presente Tesi si é assunto come impianto di riferimento il reattore AP600 della Westinghouse e ci si propone il duplice scopo di analizzare il comportamento dei sistemi di refrigerazione del rettore AP600 e nel contempo testare quello che si annuncia essere il più completo e migliore dei codici di calcolo nati per la determinazione e lo studio della affidabilità e sicurezza degli impianti industriali complessi: STARS II. [3]

Il codice STARS II non é ancora commercializzato e ne é stato concesso l'utilizzo a pochi utenti, tra i quali il Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell'Università di Palermo, proprio per testare il suo funzionamento alle prese con un impianto realmente complesso e potenzialmente pericoloso quale un rettore nucleare. Per tale motivo, i risultati ottenuti con il codice di calcolo STARS II sono stati sempre confrontati con un codice di calcolo di provata affidabilità quale ELAG&MINSET, sviluppato nel nostro Dipartimento.

Parte delle esperienze maturate dall'Autore della Tesi nel corso della modellazione dell'impianto AP600, ed anche nell'ambito di una collaborazione volontaria per la modellazione di un impianto petrolchimico, sono state utilizzate dagli Autori del codice di calcolo per risolvere alcuni problemi esistenti nelle release precedenti.

É riuscito peraltro difficile descrivere in questa sede, le reali difficoltà di un lavoro svolto quasi esclusivamente al computer; basti ricordare che i componenti schematizzati, disegnati, modellati nel loro funzionamento, e analizzati nelle loro caratteristiche sono stati circa un centinaio e che le versioni modellate del cosiddetto "AP600 Plant" alla fine sono risultate alcune centinaia.