Il presente rapporto tecnico riguarda la seconda delle due fasi previste nell'ambito di un contratto di collaborazione scientifica fra il Centro di Ricerche Ezio Clementel di Bologna ed il Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell'Università di Palermo per lo sviluppo di un modello RELAP5 del reattore sottocritico raffreddato a piombo EFIT (European Facility for Industrial transmutation). Partendo dal modello termo-idraulico dell'impianto sviluppato nel corso della prima fase del contratto, si è studiato il comportamento del reattore in particolari condizioni incidentali (LOHS, total LOFA e partial LOFA). Questi studi hanno richiesto alcune modifiche alla nodalizzazione originale come documentato nel rapporto. I risultati ottenuti, pur essendo del tutto preliminari, mostrano buone caratteristiche di sicurezza intrinseca nel comportamento dell'impianto a fronte di alcuni scenari incidentali di riferimento.

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

Meloni, P.
2008

Abstract

Il presente rapporto tecnico riguarda la seconda delle due fasi previste nell'ambito di un contratto di collaborazione scientifica fra il Centro di Ricerche Ezio Clementel di Bologna ed il Dipartimento di Ingegneria Nucleare dell'Università di Palermo per lo sviluppo di un modello RELAP5 del reattore sottocritico raffreddato a piombo EFIT (European Facility for Industrial transmutation). Partendo dal modello termo-idraulico dell'impianto sviluppato nel corso della prima fase del contratto, si è studiato il comportamento del reattore in particolari condizioni incidentali (LOHS, total LOFA e partial LOFA). Questi studi hanno richiesto alcune modifiche alla nodalizzazione originale come documentato nel rapporto. I risultati ottenuti, pur essendo del tutto preliminari, mostrano buone caratteristiche di sicurezza intrinseca nel comportamento dell'impianto a fronte di alcuni scenari incidentali di riferimento.
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/20.500.12079/5274
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