L'attività del Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell'Università degli studi di Palermo descritta nel presente documento ha riguardato lo sviluppo di una nodalizzazione per il codice RELAP5 Mod3.2 di un reattore raffreddato a piombo. I parametri progettuali e le scelte costruttive per il reattore hanno coinciso per quanto possibile con quelli del reattore EFIT, che è stato parallelamente definito nel progetto EU EUROTRANS. La rappresentazione particolarmente dettagliata del circuito primario e delle caratteristiche dello scambio tecnico con il circuito secondario ed il circuito del calore residuo ha permesso una prima verifica delle scelte progettuali sul comportamento tenno-idraulico del reattore e sulle principali questioni di sicurezza. Sullo studio del comportamento del reattore in particolari condizioni incidentali verterà, in particolare, l'attività relativa alla seconda fase del contratto.

Sviluppo di un modello numerico per la simulazione del comportamento termoidraulico di un reattore raffreddato a piombo utilizzando il codice RELAP (parte I)

Meloni, P.
2007

Abstract

L'attività del Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell'Università degli studi di Palermo descritta nel presente documento ha riguardato lo sviluppo di una nodalizzazione per il codice RELAP5 Mod3.2 di un reattore raffreddato a piombo. I parametri progettuali e le scelte costruttive per il reattore hanno coinciso per quanto possibile con quelli del reattore EFIT, che è stato parallelamente definito nel progetto EU EUROTRANS. La rappresentazione particolarmente dettagliata del circuito primario e delle caratteristiche dello scambio tecnico con il circuito secondario ed il circuito del calore residuo ha permesso una prima verifica delle scelte progettuali sul comportamento tenno-idraulico del reattore e sulle principali questioni di sicurezza. Sullo studio del comportamento del reattore in particolari condizioni incidentali verterà, in particolare, l'attività relativa alla seconda fase del contratto.
Rapporto tecnico;Reattori sottocritici/ADS;Termoidraulica dei reattori nucleari;Analisi incidentale
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/20.500.12079/5270
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