SupertuBO (PVC-BO) : analisi delle proprietà e caratterizzazione radiologica

The main objective of this thesis is to analyze and experiment on the SupertuBO, a PVC Bi-Oriented pipe manufactured by GDS Sirci. In the following chapters are presented all the mechanical and chemical properties of this kind of material which is at the beginning of its industrial development and diffusion. GDS Sirci is interested in focusing on checking the possible fields of application in the nuclear industry. In order to verify the radiation (γ e β) interaction effects on the PVC, an experimental campaign of tests has been undertaken: here is presented the previous computer simulated analysis made with the montecarlo software Fluka; the results of the mechanical tests after the irradiation, and the dose limit value at which the material still maintains its properties; the contaminability/decontaminability of the pipe surface evaluations are presented in the next section, where the entire experimental apparatus used is also reported. In the last section of the work, upon completion of the experimental phase, a comprehensive resume of the SupertuBO peculiar and critical characteristics with the purpose of showing some possible applications for the product, are provided.

L’obbiettivo di questa tesi è l’analisi e la sperimentazione nucleare sul prodotto SupertuBO della GDS Sirci. Vengono riportate tutte le valutazioni preliminari sulle proprietà meccaniche del PVC Bi-Orientato al fine di presentarne le peculiarità e le caratteristiche. Questo tipo di materiale è agli inizi della sua diffusione industriale, l’azienda produttrice è pertanto interessata a vagliare ogni possibile ambito di applicazione; in questo contesto si inserisce il lavoro sperimentale descritto nei capitoli seguenti. Al fine di incrementare le conoscenze riguardo alle potenzialità di utilizzo del PVC-BO è stato intrapreso un lavoro di sperimentazione sugli effetti delle radiazioni ionizzanti (γ e β) che attraverso una serie di analisi computerizzate, eseguite con il simulatore montecarlo Fluka, e di test in laboratorio hanno portato ad inquadrare i valori di dose che alterano le proprietà native del materiale. Successivamente si sono analizzate i fattori di decontaminabilità della superficie interna del tubo a seguito di un esposizione a soluzioni radioattive rappresentative di liquidi da impianto nucleare. In ultimo, completato il percorso sperimentale, si presenta una valutazione complessiva del prodotto al fine di individuare una serie di soluzioni che si prestino all’applicazione del prodotto in esame.