L'importanza di campagne sperimentali in sistemi di mock-up fisico o ingegneristico (comunemente denominate 'criticai facilities') in rapporto ad un reattore nucleare di riferimento è ben riconosciuta. In questi casi, nel rnock-up sperimentale vengono misurate un certo numero di quantità significative in rapporto ai parametri di maggior rilievo del sistema di riferimento e ad a questo esse vengono successivamente trasposte. Nel caso in cui in cui la criticai facility rappresenti un mock-up molto vicino al sistema di riferimento, la trasposizione delle quantità misurate implicherà delle correzioni minori. In particolare, potrà essere adottato con successo il ben noto metodo del 'bias-factor' (BFT, per Bias Factor Transposition method). Tuttavia, se il sistema di mock-up e quello di riferimento differiscono di qualche misura, e quindi le quantità misurate nella criticai facility si discostano significativamente da quelle corrispondenti del sistema di riferimento, sebbene l'informazione contenuta nelle prime rimanga significativa, farne un uso appropriato può diventare problematico. A questo scopo si possono intravedere alcuni metodi, che verranno descritti nel seguito, e che consentono di utilizzare 'al meglio' l'informazione disponibile contenuta nei dati sperimentali. Per sviluppare tali metodi è necessario poter disporre, da un lato di coefficienti di sensitività per il cui calcolo ci si avvale di metodi perturbativi (v. Appendice A), dall'altro lato di tecniche di opportuni metodi di inferenza. Per il calcolo dei coefficienti di sensitività verrà è previsto l'uso del codice di calcolo neutronico ERANOS /l/. Questo codice consente infatti di calcolare la funzione aggiunta (importanza) nella modalità eterogenea, vale a dire in presenza di una sorgente esterna (cioè, disomogenea) corrispondente alla quantità integrale che si intende analizzare, funzione che a sua volta entra nelle espressioni perturbative che definiscono tali coefficienti.

Metodologia per l'analisi delle quantità integrali misurate nell'esperienza benchmark e loro correlazione con quelle relative al reattore di riferimento

-
2011-09-16

Abstract

L'importanza di campagne sperimentali in sistemi di mock-up fisico o ingegneristico (comunemente denominate 'criticai facilities') in rapporto ad un reattore nucleare di riferimento è ben riconosciuta. In questi casi, nel rnock-up sperimentale vengono misurate un certo numero di quantità significative in rapporto ai parametri di maggior rilievo del sistema di riferimento e ad a questo esse vengono successivamente trasposte. Nel caso in cui in cui la criticai facility rappresenti un mock-up molto vicino al sistema di riferimento, la trasposizione delle quantità misurate implicherà delle correzioni minori. In particolare, potrà essere adottato con successo il ben noto metodo del 'bias-factor' (BFT, per Bias Factor Transposition method). Tuttavia, se il sistema di mock-up e quello di riferimento differiscono di qualche misura, e quindi le quantità misurate nella criticai facility si discostano significativamente da quelle corrispondenti del sistema di riferimento, sebbene l'informazione contenuta nelle prime rimanga significativa, farne un uso appropriato può diventare problematico. A questo scopo si possono intravedere alcuni metodi, che verranno descritti nel seguito, e che consentono di utilizzare 'al meglio' l'informazione disponibile contenuta nei dati sperimentali. Per sviluppare tali metodi è necessario poter disporre, da un lato di coefficienti di sensitività per il cui calcolo ci si avvale di metodi perturbativi (v. Appendice A), dall'altro lato di tecniche di opportuni metodi di inferenza. Per il calcolo dei coefficienti di sensitività verrà è previsto l'uso del codice di calcolo neutronico ERANOS /l/. Questo codice consente infatti di calcolare la funzione aggiunta (importanza) nella modalità eterogenea, vale a dire in presenza di una sorgente esterna (cioè, disomogenea) corrispondente alla quantità integrale che si intende analizzare, funzione che a sua volta entra nelle espressioni perturbative che definiscono tali coefficienti.
Rapporto tecnico;Neutronica;Reattori nucleari veloci;Generation IV reactors
File in questo prodotto:
File Dimensione Formato  
RdS-2011-167 Frontespizio.pdf.pdf

accesso aperto

Licenza: Creative commons
Dimensione 194.13 kB
Formato Adobe PDF
194.13 kB Adobe PDF Visualizza/Apri
XCIRTEN-LP3-010.pdf

accesso aperto

Licenza: Creative commons
Dimensione 2.18 MB
Formato Adobe PDF
2.18 MB Adobe PDF Visualizza/Apri

I documenti in IRIS sono protetti da copyright e tutti i diritti sono riservati, salvo diversa indicazione.

Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7268
Citazioni
  • ???jsp.display-item.citation.pmc??? ND
  • Scopus ND
social impact