Nel documento si analizzano varie correlazioni per il calcolo della temperatura di fusione del combustibile MOX per reattori veloci. A questo scopo, dopo aver raccolto i dati sperimentali pubblicati, è stata valutata la capacità predittiva dei modelli disponibili nel codice TRANSURANUS e in letteratura. L’analisi critica dei risultati ha consentito di ricavare indicazioni utili allo sviluppo del codice. Questo studio è stato presentato all’International Workshop “Towards Nuclear Fuel Modelling in the Various Reactor Types across Europe”, 10−11 giugno 2013, Karlsruhe, Germania e alla 22nd International Conference “Nuclear Energy for New Europe”, 9−12 settembre 2013, Bled, Slovenia.

Validation of the TRANSURANUS code: Melting temperature of MOX fuel for fast reactors

Calabrese, Rolando
2013

Abstract

Nel documento si analizzano varie correlazioni per il calcolo della temperatura di fusione del combustibile MOX per reattori veloci. A questo scopo, dopo aver raccolto i dati sperimentali pubblicati, è stata valutata la capacità predittiva dei modelli disponibili nel codice TRANSURANUS e in letteratura. L’analisi critica dei risultati ha consentito di ricavare indicazioni utili allo sviluppo del codice. Questo studio è stato presentato all’International Workshop “Towards Nuclear Fuel Modelling in the Various Reactor Types across Europe”, 10−11 giugno 2013, Karlsruhe, Germania e alla 22nd International Conference “Nuclear Energy for New Europe”, 9−12 settembre 2013, Bled, Slovenia.
Rapporto tecnico;Energia nucleare;Combustibile nucleare;Reattori nucleari veloci
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/20.500.12079/7624
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