Velocimetria con gli ultrasuoni pulsati in un modello di target del reattore ADS

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C AP .1LA RICERCA SULL ’A CCELERATOR DRIVEN SYSTEM 
Le misure dei profili di velocità in un modello di ta rget del reattore ADS, trattate in questa tesi, si 
pongono in linea con il lavoro di studio fluidodinamic o, svolto ormai da più di dieci, da parte del 
Politecnico di Torino in collaborazione con Ansaldo e con le altre università italiane. In questo capit olo 
si è cercato di collocare questa tesi all’interno de ll’ampio quadro di ricerca condotta in tutto il mondo 
da università, enti pubblici e gruppi industriali. Si è cercato di ricostruire in maniera riassuntiva la 
storia di questa tecnologia, in particolare a livell o europeo ed italiano, risalendo fino alle origini del 
progetto. La lunga ricerca porterà a breve alla rea lizzazione dei primi prototipi di reattori ADS 
sperimentali, tuttavia si è ancora lontani dalla co struzione del primo reattore ADS commerciale. La 
seconda parte del capitolo si sofferma sulle caratter istiche dei target di XADS ed EFIT,  a cui  fa 
riferimento la sezione di prova esaminata nella tes i. 
1.1 L E ORIGINI DELL ’ADS 
L’Accelerator Drive System (ADS) è il progetto di un reattore nucleare 
altamente innovativo, che è in grado di trasmutare le scorie radioattive e di 
produrre energia utile. I processi di trasmutazione n ecessitano di un 
elevato flusso neutronico, che è generato dalle reaz ioni di spallazione tra 
protoni ad alta energia e nuclei pesanti. Nelle reaz ioni di spallazione infatti i 
nuclei bersaglio si frantumano in nuclidi più legger i, generando l’emissione 
di 20-30 neutroni ad ogni impatto. Il bersaglio di spa llazione è poi 
circondato da elementi di combustibile convenzionale e dalle scorie che si 
intendono trasmutare.  
La conoscenza dei fenomeni di trasmutazione non è ma turata solamente 
dalla ricerca di questi ultimi anni, ma è il frutto di una lunga storia che inizia addirittura negli anni 40’.  
In quei tempi infatti, era noto dal lavoro degli acc eleratori di ricerca, che il bombardamento di un 
target di uranio per mezzo di protoni ad alta energia o deuteroni, produceva una grande quantità di 
neutroni. Questi neutroni potevano realizzare a lor o volta delle reazioni nucleari e generare del 
materiale fissionabile. Nel 1941, Glenn Seaborg (fi g.1) produsse di fatto il primo plutonio artificiale 
utilizzando un acceleratore di protoni [1]. 
Durante il periodo 1950-54, fu proposto il programm a MTA (Materials Testing Accelerator) presso il 
laboratorio di ricerca di Livermore, allo scopo di stu diare in dettaglio l’uso di acceleratori per la 
produzione di materiale fissile [2]. Nello stesso tem po in Canada, W. B. Lewis (fig.2) riuscì a 
concretizzare l’idea dell’autofertilizzazione per me zzo di acceleratori, all’interno di un programma per 
Figura 1 Glenn Seaborg (1912-1999), Premio Nobel 
per la chimica nel 1951
4 
 
lo sviluppo di impianti nucleari di potenza. Iniziò inoltre ad effettuare le 
prime misurazioni dei neutroni generati da reazioni di spallazione con il 
ciclotrone McGill [3]. Il progetto si concluse nel 1954 ed i documenti 
furono declassificati nel 1957.  
Nel 1960 [3] fu brevettato da Lawrence et al. l’ Electronuclear Reactor , un 
acceleratore per la produzione di elementi ottenibil i solamente 
artificialmente. I materiali bersaglio considerati f urono l’uranio naturale 
ed il torio, dai quali si poteva ricavare 
239
Pu e 
233
U.  
A Chalk River in Canada, fu proposto sotto la guida di Lewis il concetto di 
l’ Intense Neutron Generator (ING), con l’intento di dare una svolta 
radicalmente innovativa agli impianti nucleari prese nti in quegli anni, nonostante i risultati ottenuti la 
strada tracciata da Lewis fu però abbandonata per ragi oni di convenienza economica. Per tutta la sua 
vita Lewis credette che la produzione di neutroni con acceleratori avrebbe avuto un ruolo importante 
nello sviluppo dei reattori di potenza . 
Negli anni (1975-88) si analizzò un programma di con versione fertile/fissile (FERFICON Program), [2] 
che vide la collaborazione di diversi laboratori. Si studiava l’efficienza di conversione fertile/fissil e in 
relazione all’energia, utilizzando dei target di mate riale a geometria standardizzata.  
Un concetto abbastanza realistico di “Accelerator D riven System” (ADS) nell’accezione odierna del 
termine, in cui le tematiche di sicurezza e trasmuta zione delle scorie rivestono un ruolo primario, fu 
sviluppato a fine degli anni 80’ da un gruppo di ricer ca del Brookhaven  Laboratory, guidato da 
H.Takahashi e G.Van Tuyle.  
Il primo progetto dettagliato di un impianto destinato alla trasmutazione, che impiega neutroni 
termici, fu pubblicato nel 1991 dal gruppo Bowman di Los Alamos, introducendo il nome di 
Accelerator Trasmutation Waste (ATW).         
1.2 L A NASCITA DI UN PROGETTO ADS EUROPEO 
Nel 1993 un gruppo di ricercatori del CERN, [2] guidat i da Carlo Rubbia (fig.3), presentò i principi 
fondamentali di un così detto “Amplificatore energetic o”, cioè un reattore sottocritico basato su un 
ciclo U-Th, alimentato da un acceleratore protonico ad alta energia. Il reattore avrebbe prodotto una 
certa energia utile, generando quantità molto ridotte di attinidi minori e prodotti di fissione a lunga 
vita. 
La fattibilità fisica e la verifica del principio di amplificazione dell’energia furono successivamente 
provati con specifici esperimenti come il FEAT (aut unno 1994) e il TARC (1997-1998). FEAT sta per 
Figura 2 Il fisico inglese W.B. Lewis (1908-1987)
considerato il padre dei 
reattori canadesi CANDU
5 
 
F irst E nergy A mplifier T est e  fu un esperimento condotto presso il CERN sot to la direzione di Carlo 
Rubbia, con la partecipazione di gruppi di ricerca p rovenienti da Francia, Grecia, Italia, Spagna e 
Svizzera. É stato un progetto basato su un nocciolo sottocritico di 3,5 tonnellate di uranio metallico 
naturale regolato da un’intensa sorgente neutronica, generata da un potente fascio di protoni 
proveniente dall’acceleratore PS del CERN. Negli espe rimenti sono stati usati sia dei bersagli di uranio 
naturale sia dei bersagli di piombo, per i quali si s ono registrate le distribuzioni di potenza e di 
temperatura e le loro evoluzioni nel tempo. 
Figura 3 Carlo Rubbia, Premio Nobel nel 1984 
 
TARC (Trasmutation by Adiabatic Resonance Crossing) ha rappresentato una seconda serie di 
esperienze che è stata condotta al CERN dallo stesso team, allo scopo di studiare l’attraversamento 
adiabatico risonante dei neutroni in una matrice di p iombo, contenente dei campioni materiali 
specifici, in particolare il Tc-99 (tecnezio-99). Il concetto di Adiabatic Resonance Crossing (ARC) è 
infatti stato proposto per la prima volta dal premio Nobel Carlo Rubbia per la trasmutazione di scorie 
radioattive e per la produzione di radioisotopi ad u so medico. L'effetto ARC è basato sulle capacità 
unica del piombo di diffondere i neutroni ad alta energ ia (come quelli prodotti dalle reazioni di 
spallazione dei protoni sui metalli), riducendone qua si con continuità la velocità (e quindi l'energia) 
attraverso molti urti (100-200 per neutrone) con un a minima percentuale di catture [4]. Questo 
fenomeno permette un aumento sostanziale della proba bilità di cattura da parte degli isotopi dei 
metalli dispersi nel piombo, che hanno dei picchi di a ssorbimento neutronico ad energie dell'ordine 
dei KeV (risonanze). Questo fenomeno è stato misurat o durante l'esperimento TARC al CERN, con 
l'ausilio di un flusso di neutroni di spallazione, o ttenuto con  un fascio di protoni da 3.5 GeV incident e 
su un target metallico [4]. Attraverso la diffusione in un blocco di Piombo ad elevata purezza il flusso 
neutronico ha modulato la sua distribuzione energetic a in accordo con le previsioni basate sull'effetto 
ARC.  
Si è osservato che il Tc-99 è trasmutato in Tc-100, decadendo poi rapidamente nell’isotopo stabile del 
Ru-100 (rutenio). Gli esperimenti hanno mostrato ch e TARC è un’efficace tecnica neutronica per il 
bruciamento di qualunque tipo di nucleo avente un’al ta sezione d’urto di risonanza, [4] che è il caso di 
tutti i nuclei presenti nella gestione delle scorie nucleari.
6 
 
Nel 1996 [2] nel quarto programma quadro, l’Unione E uropea ha dato vita al progetto “Impact of 
Accelerator Based Technologies on Nuclear Fission Sa fety” (IABAT). L’obiettivo complessivo del 
progetto IABAT è stata una valutazione preliminare delle potenzialità dell’ADS in termini di 
trasmutazione dei radioisotopi e generazione di energi a nucleare accompagnata da una produzione 
minima di scorie. Inoltre, sono stati studiati dettagl iatamente aspetti specifici relativi ai database 
nucleari ed allo sviluppo di codici per l’ADS.  
Quattordici istituti ed università di tutta Europa ha nno partecipato o collaborato al progetto IABAT. Il 
progetto IABAT ha quindi visibilmente stimolato mol ti istituti europei ad intraprendere la ricerca di 
un acceleratore addetto alla trasmutazione ed ha cont ribuito alla creazione di nuovi progetti e 
proposte di progetto per il quinto programma quadro. Quasi tutti i gruppi di ricerca partecipanti al 
progetto IABAT, hanno poi sviluppato ulteriori atti vità di ricerca in questo campo.  
A livello istituzionale, nel 1996 [2] la Commission e tecnica e scientifica sull’amplificatore energeti co 
nucleare (STC), presieduta dal Dr.D.Pooley ed istitu ita dalla Commissione Europea di fisica e 
tecnologia nucleare, ha riconosciuto che: “molti aspetti dell’amplificatore di energia merita no un 
ulteriore lavoro di sviluppo ..….. che potrebbe app ortare significativi miglioramenti soprattutto in m erito 
alla gestione delle scorie e del materiale fissile” , 
ha concluso con: “la Commissione dovrebbe sostenere l’ulteriore lavo ro di ricerca per i moltiplicatori 
sottocritici a spettro neutronico veloce come ha su ggerito il Professor Rubbia, che si occupa 
principalmente dei bruciatori di attinidi.” L’STC ha suggerito anche un approccio “step-wise” da 
applicare alla migliore idea nell’ambito delle propo ste riguardanti l’amplificatore di energia.  
Nel 1998 il Ministero della Ricerca di Francia, Itali a e Spagna, riconoscendo le potenzialità dell’ 
”Accelerator Driven System”, per la trasmutazione de lle scorie nucleari a lunga vita, ha deciso di 
costituire un gruppo di consulenza chiamato Minister s’ Advisors Group (MAG) per definire una 
piattaforma europea di ricerca e sviluppo comune su ll’ADS. Nel suo incontro a maggio 1998, la MAG ha 
suggerito un programma di dimostrazione europeo su un a scala di 10 anni. È stato anche fondato un 
gruppo di lavoro tecnico, chiamato Technical Working Group (TWG) sotto la presidenza di Carlo 
Rubbia, con il compito di identificare le criticità tecniche per le quali è necessaria una ricerca 
approfondita nel programma di dimostrazione. Nell’ott obre 1998 la TWG ha rilasciato un resoconto 
provvisorio (Annexe 1) , mettendo in luce: 
a) I motivi per cui è necessario un programma di dimost razione 
b) I componenti base e le differenti opzioni per gli im pianti proposti 
c) La ricerca e lo sviluppo direttamente rilevante per ogni specifico impianto.
7 
 
Questo resoconto è stato approvato dalla MAG durante la seduta del 1 marzo 1999. Nello stesso 
incontro, è stato proposto di estendere la partecipa zione anche ad altri stati, oltre a Francia, Spagna e 
Italia. Si considera il ruolo di ricerca e sviluppo de ll’ADS all’interno del quinto programma quadro 
dell’Europa (FWP); e si riconosce il progetto sperim entale “Experimental Accelerator Driven System” 
(XADS) come un obiettivo europeo. Conseguentemente a questo, si è tenuto a Roma il 21 Aprile 1999 
un incontro MAG “ad hoc” aperto a tutti i membri int eressati dell’Unione Europea. I rappresentanti di 
undici paesi (Austria, Belgio, Danimarca, Finlandia, Francia, Germania, Italia, Portogallo, Regno Unito , 
Spagna e Svezia) hanno partecipato a quell’incontro che ha stabilito questi tre punti. 
• I neutroni indotti da trasmutazione rappresentano un approccio affascinante per la gestione 
dei rifiuti radioattivi, in quanto complementari all o smaltimento geologico. 
• È necessario estendere la partecipazione all’iniziat iva ad altri stati europei accanto a Francia, 
Italia e Spagna, considerando in particolare che appr occi simili sono stati intrapresi da Stati 
Uniti e Giappone. 
• Il resoconto provvisorio del TWG rilasciato nel 1998 è accettato come un buon punto di 
partenza per il futuro lavoro da portare avanti da un gruppo di lavoro allargato europeo 
(ETWG) sotto la guida di Carlo Rubbia. 
Nel settembre 1999, l’ETWG, composto da rappresentan ze di Austria, Belgio, Finlandia, Francia, 
Germania, Italia, Spagna, ha rilasciato un nuovo re soconto tecnico (Annexe 2) avente lo scopo di 
fornire una panoramica sulle differenti attività in corso sull’ADS nei vari stati europei, insieme ad un 
esame dei progetti da sottoporre al quinto FWP. Il re soconto, presentato e approvato da MAG durante 
la seduta del 17 settembre 1999, ha identificato anche un numero di punti aperti e ha fornito 
raccomandazioni per lo sviluppo delle attività future . In particolare, la ETWG ha fortemente 
sottolineato l’importanza di un maggiore supporto da parte della Commissione Europea ed una 
coordinazione a livello multinazionale delle attività relative all’ADS . All’inizio del 2000 la ETWG, ha 
riconosciuto che il programma di R&D sull’ADS ha ra ggiunto un punto di svolta. Ha considerato sia il 
programma di coordinazione e di spiegamento di risors e avvenuto in Europa, sia i sostanziali 
progressi recenti del progetto statunitense e giappo nese. L’ETWG ha quindi pubblicato il documento 
(Annex 3) riguardante la strategia di implementazione del programma ADS in Europa. In particolare, il 
documento ha richiamato l’urgente necessità di definir e una roadmap europea condivisa, volta alla 
dimostrazione di fattibilità di un impianto per la tr asmutazione di scorie nucleari, [2] riconoscendo le 
sue implicazioni potenzialmente rilevanti nel sesto programma quadro dell’Europa. 
Il documento è stato sottoscritto da MAG nella sua r iunione del 25 febbraio 2000 ed ha ricevuto 
commenti positivi: conseguentemente, la TWG è stata incaricata da MAG a procedere nei mesi 
successivi alla redazione della sopra menzionata roadmap . Questa, pubblicata nell’aprile 2001,  ha 
rappresentato un resoconto della sintesi del lavoro p ortato avanti da ETWR e dei vari sottogruppi. Il
8 
 
primo obiettivo di questa roadmap è stato quello di indicare una strada per ridurre i r ischi associati 
alle scorie nucleari, basata sulla trasmutazione di queste in un “Accelerator Driven System” [2]. In 
secondo luogo ha valutato l’impatto di questo approcc io per quanto concerne la riduzione di 
radiotossicità dei rifiuti nucleari. Il documento iden tifica e giudica lo stato dei diversi impianti ed 
attività di ricerca relativi all’ADS, presenti in E uropa e nel resto del mondo. Il proseguimento di que sto 
progetto ha richiesto infatti una pianificazione de ttagliata dei vari aspetti tecnici ed un sostanziale 
incremento del budget, i quali sono stati inseriti al l’interno del sesto e del settimo programma quadro 
dell’Europa. 
Il secondo obiettivo della roadmap è stata la preparazione di un programma tecnico det tagliato, con le 
stime dei costi, che porterà alla realizzazione di un ADS sperimentale entro dodici anni, finanziato dal 
sesto e settimo programma quadro europeo. Il progra mma descritto nella roadmap [2] ha riguardato 
le tecnologie dei combustibili innovativi e del ripro cessamento, il coordinamento delle risorse umane 
degli impianti sperimentali, le ripercussioni nel ca mpo degli acceleratori, le sorgenti di spallazione, la 
formazione di giovani ricercatori, la chimica e la f isica nella produzione di radioisotopi ed attinidi. 
L’obiettivo finale della roadmap è stato quello identificare possibili sinergie che il programma aveva 
all’interno della comunità scientifica, indicando l e sue potenziali ricadute. Si è mostrato come le 
competenze sviluppate nel progetto potevano essere mantenute in un periodo di stagnazione per la 
ricerca nel settore dell’energia nucleare. Quest’ult imo obiettivo si è posto in linea con la politica 
europea di ricerca, volta al sinergismo tra i progra mmi e le attività di sviluppo presenti in Europa. 
1.3 I PRINCIPALI PROGETTI ADS DEGLI ULTIMI ANNI 
Il primo reattore sperimentale ADS è stato costruit o nel marzo 2009, [5] presso l’istituto di ricerca 
dell’università di Kyoto. Il progetto di ricerca era s tato commissionato sei anni prima dal Ministro della 
Cultura e della Scienza giapponese. Si è realizzato un impianto che irraggia con un fascio protonico ad 
alta energia (100 MeV) proveniente da un accelerator e, un target di metallo pesante posizionato 
all’interno dell’assembly, in modo da avere una sorge nte neutronica ottenuta da spallazione, in grado 
di sostenere un core sottocritico.
9 
 
Figura 4 Acceleratore del fascio protonico  (FFAG) dell’università di Kyoto 
 
La Commissione indiana dell’energia atomica [5] sta studiando un sistema ADS da 200 MWe 
alimentato con uranio naturale e torio. I fasci di combustibile di uranio sarebbero estratti dopo un 
burnup di circa 7 GWd/t, mentre quelli di torio rest erebbero nel nocciolo per un tempo maggiore, 
trasmutando in U-233 che è un isotopo fissile. Ques to procedimento permetterebbe di realizzare una 
progressiva sostituzione dell’uranio in favore del to rio. Lo scopo ultimo è avere un nocciolo alimentato 
solamente con torio, che realizza contemporaneament e bruciamento e breeding. Si è previsto l’utilizzo 
di sole 140 tonnellate di uranio lungo l’intera vita utile del reattore, raggiungendo un alto burnup del 
torio di 100 GWd/ton. Questo sistema necessiterebbe di un acceleratore da 30 MW. 
Tre progetti di reattori sottocritici XADS “eXperime ntal Accelerator Driven System” , [6] sono portati 
avanti nell'ambito degli ultimi programmi quadro del l'Unione Europea, il loro scopo è quello di testare 
varie soluzioni tecnologiche, valutandole e sceglien do le migliori per la realizzazione dei futuri 
impianti ADS. La realizzazione di questi prototipi dovrebbe avvenire in tempi brevi e si riuscirà a 
dimostrare la fattibilità della tecnica di trasmutazi one ADS. I progetti XADS sono:  

 un XADS da 80 MW refrigerato con gas, proposto dal gruppo francese AREVA (fig.5 a sinistra)  

 un XADS da 80 MW refrigerato con piombo-bismuto, deri vante dal progetto originario italiano, 
proposto da ANSALDO (fig.5 a destra)  

 un XADS da 50 MW refrigerato con piombo-bismuto (MYR RHA), proposto dal gruppo di ricerca 
belga SCK⋅CEN (fig.6)   
I principali studi connessi allo sviluppo dell’XADS hanno riguardato : 

 acceleratore; 

 modulo di spallazione; 

 combustibile e ciclo del combustibile; 

 sistema sottocritico. 
Nelle prime fasi si presentava la scelta del tipo di acceleratore da impiegare: un ciclotrone o un linac. 
Entrambi i sistemi, con le attuali tecnologie, sono in grado di accelerare protoni ad alte energie 600-
10 
 
1000 MeV, garantendo una corrente di alimentazione pe r il target di spallazione di 10 – 15 mA. In un 
secondo tempo si è deciso di concentrare le ricerche sui linac, in quanto solo questi sistemi 
permettono un riadattamento alle necessità di un impi anto commerciale (25 – 40 mA di corrente di 
alimentazione). Il modulo di spallazione è certament e il componente più innovativo del sistema ed è 
quello che ha richiesto più sforzi in termini di ric erca e sviluppo. Le configurazioni proposte sono 
essenzialmente una configurazione con finestra e un a configurazione senza finestra (windowless) [7]. 
Nella prima configurazione si ha una finestra metal lica che costituisce una separazione fisica tra la 
linea per il fascio accelerato e la zona bersaglio. Nella soluzione windowless invece, l’assenza di una 
barriera fisica implica che la linea del fascio ed il materiale bersaglio condividano una zona comune di 
vuoto, e che il confinamento dei prodotti di spallazi one volatili debba essere incorporato come 
proprietà intrinseca del sistema di vuoto.  
Per entrambe le soluzioni è stato scelto come bersa glio di spallazione la lega eutettica Pb-Bi; la sce lta 
dell'impiego di questa lega a scapito del piombo fuso è dovuta principalmente alla più bassa 
temperatura di solidificazione di 123 °C (contro i 1 326°C del Pb). Lo svantaggio di questa scelta è una 
maggiore produzione di Po a parità di neutroni di spall azione prodotti. L'accoppiamento fisico tra 
acceleratore e target di spallazione è stato in pre cedenza testato nell'ambito del progetto MEGAPIE 
(Megawatt Pilot Experiment)  anch'esso ricadente nel la roadmap europea per la realizzazione di un 
sistema di distruzione dei rifiuti nucleari. In tal caso è stata dimostrata la fattibilità di un sistema per la 
produzione di neutroni di spallazione con un fascio p rotonico di 1 MW a 600 MeV. 
Figura 5 a sinistra 80 MW Gas-cooled XADS, a destra 80 MW LBE-cooled XADS [9]
11 
 
Il centro di ricerca nucleare belga SCK⋅CEN [10] ha pianificato di iniziare a Mol nel 2015 la costruzion e 
del reattore di ricerca MYRRHA (Multipurpose Hybrid Re search Reactor), illustrato in figura 6.  
Inizialmente sarà un ADS da 57 MW th costituito da un acceleratore protonico in grado di fornire un 
fascio di 600 MeV a 2.5 mA (oppure 350 MeV e 5 mA) i ncidente su un target di piombo-bismuto 
accoppiato ad un refrigerante dello stesso tipo. Il s uo utilizzo avrà lo scopo di dimostrare la tecnologia 
ADS  e studiare la trasmutazione dei radionuclidi a lu nga vita nei rifiuti nucleari. Successivamente sarà 
fatto funzionare come un impianto critico a neutron i veloci, per testare i materiali impiegabili nei 
reattori di IV generazione, e per la produzione di radi oisotopi e silicio drogato. 
 
Figura 6 Schema del reattore sperimentale MYRRHA (r ielaborazione dell’immagine  di [8]) 
 
Guinevere (Generator of UNinterrupted Intense NEutrons at th e leadVEnus REactor), [10] un impianto 
sperimentale a potenza ridotta é diventato operativo a Mol nel marzo 2010. Si tratta di una facility di 
supporto dedicata ad esperimenti di validazione dei dati nucleari, dal momento che MYRRHA ha molte 
caratteristiche innovative: sottocriticità, refrige razione a metallo liquido, spettro veloce e compless a 
gestione del core. Guinevre permetterà di valutare il metodo di calcolo neutronic o, le librerie ed i codici 
utilizzati. Si sta conducendo di fatto un’analisi di in certezza e sensibilità dei dati, la cui conoscenza è 
indispensabile per il progetto MYRRHA. 
Oltre ai progetti XADS si sta lavorando su EFIT (Eur opean facility for industrial transmutation), 
illustrato in figura 7, il cui obiettivo è quello d i dimostrare la fattibilità di un impianto di trasmu tazione 
di rifiuti nucleari su scala industriale, da realizzar si in tempi abbastanza lunghi (2040). Trova la sua 
collocazione nell'ambito del progetto EUROTRANS all' interno del 6° Programma quadro dell'Unione 
Europea. Lo scopo è quello di costruire un impianto industriale per la trasmutazione, in grado di
12 
 
operare con efficienza, in sicurezza e producendo anc he energia elettrica; tutto questo mantenendo dei 
costi di gestione ragionevoli. Si passa quindi da un reattore di ricerca XADS di taglia modesta ad un 
prototipo di reattore industriale da 400 MW th . Il core è progettato in modo da processare sia plu tonio 
che attinidi minori con rapporti di fertilizzazione rispettivamente di 1 e 0. Questo significa che ogni 
generazione di neutroni mediamente interagisce con g li elementi del core mantenendo la quantità di 
plutonio totale pressoché costante senza generare a ttinidi minori. La potenza termica operativa è di 
circa 400 MW. La densità di potenza media è discretame nte elevata (circa 78,3 W/cm 3
) e si riescono a 
realizzare burnup di circa 78,3 MWd/kg. Il core è pro gettato in modo da rimanere sottocritico in ogni 
condizione con un coefficiente di moltiplicazione k eff  stimato attorno a 0,97 (valore raggiunto durante 
l'esercizio a piena potenza). La regione bersaglio, che rappresenta la connessione fisica e funzionale 
tra l'acceleratore di protoni e il nocciolo dell'EFI T, presenta una forma cilindrica coassiale con il c ore. I 
neutroni di spallazione sono generati tramite l'int erazione di protoni altamente energetici con piombo 
liquido. Questo è mantenuto in regime di circolazione forzata da due pompe assiali poste nelle gambe 
di connessione del circuito che lavorano in serie. La profondità di penetrazione dei protoni è stimata 
attorno ai 43 cm se si considerano protoni con un’e nergia di 800 MeV. Lo smaltimento del calore 
depositato dai protoni è garantito da uno scambiatore di calore, che opera tra il piombo di spallazione 
e il piombo del circuito primario. Il piombo nella r egione di spallazione è mantenuto a velocità 
dell'ordine dei 2 m/s, per minimizzare i fenomeni di er osione. Maggiori velocità del fluido sono 
realizzabili a seguito dell'impiego di materiali più performanti, che sono attualmente in via di svilupp o. 
Figura 7 Il reattore EFIT da 400 MWth [9]
13 
 
1.4 U N MODELLO FLUIDODINAMICO DEL TARGET DEI REATTORI XADS 
ED EFIT 
 
Figura 8 Schema riepilogativo dei progetti ADS euro pei [6]  
 
In Italia l’ENEA (Agenzia nazionale per le nuove te cnologie, l’energia e lo sviluppo economico 
sostenibile) e l’INFN (Istituto nazionale fisica it aliana) hanno costituito il programma TRASCO 
(TRAsmutazione SCOrie) con il compito di studiare l a fisica e le tecnologie necessarie per progettare 
un ADS atto alla trasmutazione delle scorie nucleari . Il programma ha avuto l’approvazione del 
Ministro dell’Istruzione a fine del 1997. Consiste di fatto in una serie di ricerche riguardanti 
l’acceleratore, la neutronica, la termoidraulica, la tecnologia della finestra del fascio, la tecnologia dei 
materiali e la loro compatibilità con il piombo e l ’eutettico piombo-bismuto. Oltre alla ricerca pubbl ica 
di ENEA e INFN, è da registrare il lavoro svolto dal gruppo Ansaldo, che in collaborazione con Areva si 
è occupato della progettazione dell’ XADS refrigerato con piombo-bismuto o con gas. A partire dal 
1998 i gruppi italiani di ENEA, INFN, CRS4 ed Ansaldo hanno costituito un team, sotto la guida di 
Ansaldo, per progettare un reattore XADS da 80 MW th . Esso rappresenta un passo chiave per poter 
valutare la fattibilità e l’operabilità di un protot ipo ADS.   
Nella progettazione di questo reattore ibrido XADS (e Xperimental Accelerator Driver System) 
dell’Ansaldo è stato coinvolto anche il Politecnico di Torino. Negli ultimi anni, nel laboratorio del 
Dipartimento di Energetica (DENER) si sono realizza ti due circuiti sperimentali che riproducono a 
livello dimensionale e geometrico, il modulo di spa llazione del reattore XADS e del reattore EFIT in 
configurazione windowless.
14 
 
Lo studio fluidodinamico del modulo di spallazione (targ et unit) è un punto chiave del progetto XADS, 
poiché al suo interno si genera un’elevata potenza termica a causa delle reazioni di spallazione, dovute 
all’interazione del fascio protonico con l’eutettic o piombo-bismuto. La rimozione di questa potenza 
termica e la realizzazione di un adeguato campo di te mperatura con assenza di fenomeni di ebollizione 
locali sono gli obiettivi principali del progetto del la target unit [11].  
La regione bersaglio è di fatto costituita da un cana le orizzontale di forma rettangolare, in cui fluisce 
l’eutettico a pelo libero con il vuoto. In questa r egione è fondamentale mantenere elevata la velocità 
del metallo liquido, specie sulla superficie libera. Tale superficie è un rettangolo di dimensioni 1 cm x 8 
cm. La temperatura della superficie libera dell’eutet tico non deve superare il valore di 450°C, per 
evitare che l’eutettico evapori nel canale del fasci o protonico (beam tube).        
Il principale scopo del lavoro sperimentale svolto è stato quello di studiare la fluidodinamica 
dell’eutettico refrigerante. Nel progetto XADS di rif erimento il refrigerante è l’eutettico piombo-
bismuto, nelle facility del DENER si è invece usata acqua e per mezzo di numeri adimensionali ci si è 
ricondotti al metallo liquido.   
Si è cercato di determinare e caratterizzare il camp o di moto di una corrente fluida di acqua con una 
velocità della superficie libera non trascurabile. I l campo di velocità si sviluppa in una regione 
rettangolare ed orizzontale di larghezza ed altezza pa ri a quelle proposte a livello progettuale nella 
regione del target. I profili di velocità nella zona del target sono stati valutati, a livello di moduli , di 
distribuzioni spaziali e di vortici. 
La prima facility, che è stata dismessa quando è entr ata in funzione la seconda facility (2007), 
riproduceva con una geometria 1 a 1 la regione bers aglio del reattore ibrido XADS, sviluppata da 
Ansaldo nel corso del programma TRASCO [8] . A livell o fluidodinamico si è trattato di un flusso di 
acqua che percorreva un condotto cilindrico verticale dal basso verso l’alto, in seguito passava in un 
tratto orizzontale, che  rappresentava la zona bers aglio ed infine andava a defluire in un altro condotto 
verticale a sezione cilindrica.  
Nel progetto XADS due pompe assiali poste nei due c ondotti cilindrici garantiscono una portata di 
circa 208 kg/s [11] , mentre nel circuito di prova de l Politecnico la pompa era unica e permetteva di 
ottenere una portata massima di circa 24 kg/s. Nell a parte superficiale della sezione di prova il liqui do 
circolante era direttamente a contatto con l’aria, q uindi le prove sono state effettuate a pressione ed a 
temperatura ambiente. Si ricorda che in realtà il ta rget del reattore ADS sarà caratterizzato da 
condizioni di vuoto spinto (nella regione di passaggi o dei protoni), da temperature ingresso/ uscita 
stimate a 335/440 °C  e da una potenza termica di cir ca 2,6 MW th .