Il presente documento riferisce su attività svolte nel corso della terza annualità dell'AdP ENEA-MSE nell'ambito dell'obiettivo E (Sviluppo e validazione codici di calcolo) della Linea Progettuale 2. In particolare, l'attività di cui tratta il documento si colloca tra quelle propedeutiche al riutilizzo della facility integrale SPES-2 situata presso i laboratori SIET di Piacenza. Allo scopo di riproporre la facility nell'ambito di programmi internazionali per lo studio della sicurezza di reattori LWR evolutivi si intende effettuare una prova sperimentale su una tematica di interesse attuale. Il recupero del modello numerico della facility, la sua revisione ed il suo utilizzo per la simulazione di un transitorio incidentale di perdita di refrigerante di piccole dimensioni (SBLOCA) con lo scopo di investigare il fenomeno di "boron dilution" in condizioni di inventario di massa ridotto sono le varie fasi che hanno portato alla definizione della prova.

Definizione di una prova sperimentale da effettuarsi sull'impianto SPES2 della SIET di Piacenza

Lombardo, C.
2011-09-08

Abstract

Il presente documento riferisce su attività svolte nel corso della terza annualità dell'AdP ENEA-MSE nell'ambito dell'obiettivo E (Sviluppo e validazione codici di calcolo) della Linea Progettuale 2. In particolare, l'attività di cui tratta il documento si colloca tra quelle propedeutiche al riutilizzo della facility integrale SPES-2 situata presso i laboratori SIET di Piacenza. Allo scopo di riproporre la facility nell'ambito di programmi internazionali per lo studio della sicurezza di reattori LWR evolutivi si intende effettuare una prova sperimentale su una tematica di interesse attuale. Il recupero del modello numerico della facility, la sua revisione ed il suo utilizzo per la simulazione di un transitorio incidentale di perdita di refrigerante di piccole dimensioni (SBLOCA) con lo scopo di investigare il fenomeno di "boron dilution" in condizioni di inventario di massa ridotto sono le varie fasi che hanno portato alla definizione della prova.
Rapporto tecnico;Reattori nucleari ad acqua;Antinfortunistica
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/5453
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