Analisi termica del nocciolo di un reattore nucleare PWR: studio della trasmissione del calore dal combustibile al refrigerante e aspetti di sicurezza.

This thesis analyses heat transfer in the core of a PWR nuclear reactor, describing the mechanisms by which thermal energy generated in the fuel is transferred to the coolant. Following an overview of nuclear power plant operation and primary circuit components, the analysis focuses on conduction through the fuel and cladding, forced convection between the cladding and the coolant, and the axial variation of their respective temperatures along the cooling channel under non-uniform heat generation conditions. The work concludes with the safety aspects related to the Departure from Nucleate Boiling (DNB) phenomenon, the Critical Heat Flux (CHF), and the role of the DNBR ratio as an operational safety margin.

Il presente elaborato analizza la trasmissione del calore nel nocciolo di un reattore nucleare PWR, descrivendo i meccanismi attraverso cui l'energia termica prodotta dal combustibile viene trasferita al refrigerante. Dopo una panoramica sul funzionamento delle centrali nucleari e sui componenti del circuito primario, l'analisi si concentra sulla conduzione attraverso combustibile e cladding, sulla convezione forzata tra cladding e refrigerante, e sulla variazione assiale delle rispettive temperature lungo il canale di raffreddamento in condizioni di generazione non uniforme del calore. Il lavoro si conclude con gli aspetti di sicurezza legati al fenomeno di Departure from Nucleate Boiling (DNB), al flusso termico critico (CHF) e al ruolo del rapporto DNBR come margine operativo di sicurezza.