Esame di stato per l'abilitazione alla professione di ingegnere
Sessione novembre 2008
Ingegneria nucleare - tema nO 1
Con riferimento allo schema semplificato, riportato in figura, del circuito di
raffreddamento di emergenza di un reattore nucleare, si calcoli, in condizioni
stazionarie, la portata di circolazione naturale, assumendo i seguenti dati:
•
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•
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•
Potenza generata nel nocciolo
6,5MW
Pressione nel circuito
7,5 MPa
450m2
Superficie scambiatore in piscina
100°C
Temperatura acqua in piscina
16"
Diametro interno tubazioni
13,5 m
Lunghezza equivalente gamba calda
16,5 m
Lunghezza equivalente gamba fredda
Coefficiente di scambio termico
complessivo dello scambiatore in
piscina h = 6,23 rO,s (W/m2°C, con I' in kg/s)
• Perdita di carico attraverso il vessel (inclusi i bocchelli)
L\p = 6813 Q2 (Pa, con Q in m3/s)
• Perdita dj carico attraverso lo scambiatore in piscina (bocchelli e casse inclusi)
Ap = 8008 Q2 (P~ con Qln m~/s) ~ - - -----.----
I
10,5m
-l
3,5 m
--!-
• Si trascuri l'effetto delle dispersioni termiche lungo le tubazioni.
Supponendo una tensione di alimentazione di 6000 V, determinare la corrente
del motore elettrico di una pompa capace di far circolare una portata quattro volte
superiore a quella precedentemente calcolata, tenendo anche conto della circolazione
naturale.
Dimensionare le travi del sistema di supporto della piscina, assumendo una
lunghezza di 6 m e un carico uniformemente distribuito di 9xl04 N/m.
Il candidato è libero di assumere i dati e gli schemi progettuali non
esplicitamente forniti, giustificando opportunamente la scelta effettuata.
Esame di stato per l'abilitazione alla professione di ingegnere
Sessione novembre 2008
Ingegneria nucleare - tema nO 2
Un rivelatore al germanio ha una efficienza di fotopicco pari al 40% di quella relativa al
rivelatore standard di riferimento NaI(Tl) da 7,62 cm x 7,62 cm.
1. Determinare il rateo di conteggio per il picco a 1,333 MeV di una sorgente puntifonne di 60Co di
150 kBq posta a una distanza di 40 cm.
Si supponga che lo stesso rivelatore sia utilizzato per la verifica radiologica di materiali
cementizi originati dal decommissioning di un impianto nucleare, con le seguenti specifiche:
•
il materiale da misurare è racchiuso in contenitori di acciaio 1 m x 1 m x 0,5 m, con spessore
di parete pari a 2 mm;
•
la distribuzione del materiale all'interno del contenitore è casuale con densità di probabilità
uniforme;
•
il radionuclide di riferimento è 60Co.
2. Descrivere la procedura di misura. Si discuta in particolare la "minima quantità rivelabile" del
sistema.
3. Descrivere una appropriata catena elettronica di conteggio.
4. Indicare le caratteristiche di un opportuno motore elettrico atto alla movimentazione dei
contenitori.
5. 'Dimensionare un opportuno sistema di travi per il supporto statico dell'insieme rivelatorecontenitore.
Il candidato è libero di assumere i dati e gli schemi progettuali non esplicitamente forniti,
giustificando opportunamente la scelta effettuata.
