1) Che differenze i sono con il suo diretto concorrente della , il reattore di III generazione AP 600-1000 della Westinghouse? Leggo che loro e Areva sono in competizione per far prevalere il proprio modello sull’altro ma lei dice che le differenze sono nei “sistemi ausiliari” e nei sistemi “d’emergenza”. Vuol dire che in realtà il progetto è identico e che cambia solo il “design”?

2) Che tipo di reattore PWR utilizza l’EPR? Quello che vorrei sapere è se l’EPR usa un reattore nucleare nuovo (sento parlare di III generazione) oppure un dei reattori attuali (di II generazione se non erro).

Grazie

3) Che vuol dire che

Allora:

L’EPR (European Pressurized Reactor o Evolutionary Pressurized Reactor - per il mercato americano) è stato concepito come evoluzione e fusione delle due tecnologie, quella francese “N4″ e quella tedesca “KONVOI”. Entrambe sono tecnologie ad acqua pressurizzata, e le differenze sono sopratutto nei sistemi ausiliari (regolazione di volume e purificazione chimica), come anche nei sistemi di emergenza. Inoltre differenze sostanziali esistevano sopratutto nelle tecnica del controllo e della gestione degli incidenti. Con queste due tecnologie si è cercato di costruire/progettare un nuovo tipo di reattore e di centrale che fosse la composizione delle parti migliori delle due precedenti (N4 e KONVOI).

Attualmente i dati caratteristici dell’EPR (Dati di “Overview”) sono i seguenti (aggiornati all’ultima versione stabdard ufficiale, non tenendo conto delle modifiche realizzate per Flamanville, Olkiluoto e la cina):
(I dati sono presentati in inglese per avere una veloce comparazione con i dati di letteratura di altre aziende)

Core Thermal Power: 4500 MWth
Electrical Output: 1600 MWe
Number of Fuel Assemblies: 241
Type of Fuel Assemblies: 17 X 17
Active Lenght(cm): 420
Total Fuel Assemblies Lenght(cm):480
Rod Linear Heat Rate(W/cm):155
Number of Controlo Rods: 89
Total Flow rate(kg/s):22245
Vessel Outlet Temperature (°C):328
Vessel Inlet Temperature(°C):296
Steam Generator Heat Exchange Surface(m^2):7960
Steam Pressure (bar):78

Spero di essere stato sufficientemente chiaro e dettagliato, ma se ha bisogno di altri dati, non esiti a chiederlo.

Saluti
Ing.A.C.

Grazie mille

Dicevo finchè k_e ff non diventa minore di 1.

Vedrò di mettere il file in formato .pdf sul forum di nuclearmeeting!

I nostri studi allo stadio attuale sono ad un livello preliminare, e stiamo simulando il core da un punto di vista neutronico. Naturalmente rimangono da condurre studi di fattibilità metallurgica, radiochimica, ecc.
I risultati in questa fase comunque sono comunque incoraggianti.

In linea di principio si brucia tutto il materiale fissionabile, U238 e Th232: naturalmente ci saranno delle perdite di processo, dipendenti dal processo chimico di recupero. Del resto è necessario per la tecnologia nucleare utilizzare tutto il combustibile in natura (e non solo lom 0,7 %: altrimenti ci credo bene che in 50 anni al massimo finisce - ma i PWR nacquero con uranio arricchito nacquero per la propulsione sottomarina durante la guerra fredda, non sono ottimizzati per consumi energetici in un’ottica futura e globale!).

Nell’ultimo lavoro presentato a Marrakech dal reattore HTR estariamo 500 GWd/Tonn, dal GCFR 188 GWd/Tonn (sono le energie erogate finchè k_eff

Mi metto a disposizione per domande, come già fatto dal collega Ing. V. Romanello.
Il mio indirizzo e-mail è antonio_ciriello_1(chiocciola)hotmail.com.

Inoltre a breve metterò a disposizione del sito una serie di brevi articoli che descrivono lo stato dell’arte del nucleare, fissione, sulla terza generazione, per esempio EPR, e poi sulla quarta generazione, che è stato l’argomento del mio dottorato.

Ad ogni modo sono attualmente impegnato a coinvolgere una serie di esperti, italiani che come me lavorano all’estero, nei vari settori del nucleare (impiantistica, sicurezza, scorie e così via), al fine di promuovere seminari/dibattiti sulle nuove tecnologie e discutere in maniera aperta ed onesta delle varie possibilità offerte nel panorama energetico.

Saluti
A.C.