Il documento costituisce il contributo alla task A.3 dell’Accordo Di Programma 2012. L’obiettivo dell’attività è la validazione del codice TRANSURANUS versione 2012 nel simulare il comportamento di combustibili tipo MOX assoggettato sia a “normal conditions” che “power ramps”. Particolare enfasi è data alle principali variabili che influenzano il fenomeno del “Fission Gas Release (FGR). Due database sperimentali nel range di “burn-up” 25 - 30MWd/kgHM sono stati selezionati, modellati e analizzati: l’esperimento PRIMO (1 barretta) e l’esperimento IFA-597 (2 barrette). Questi databases sono stati rilasciati a scopo “benchmarking” e appartengono al database pubblico “International Fuel Pin performance Experimental database (IFPE)”. Tale banca dati è stata create ed è mantenuta da OECD/NEA appositamente per raccogliere dati necessari allo sviluppo e validazione di codici principalmente di tipo “fuel pin mechanics” (es. TRANSURANUS).

Validazione e analisi dei gas di fissione in combustibili MOX ad elevato burnup

Del Nevo, Alessandro
2013-09-18

Abstract

Il documento costituisce il contributo alla task A.3 dell’Accordo Di Programma 2012. L’obiettivo dell’attività è la validazione del codice TRANSURANUS versione 2012 nel simulare il comportamento di combustibili tipo MOX assoggettato sia a “normal conditions” che “power ramps”. Particolare enfasi è data alle principali variabili che influenzano il fenomeno del “Fission Gas Release (FGR). Due database sperimentali nel range di “burn-up” 25 - 30MWd/kgHM sono stati selezionati, modellati e analizzati: l’esperimento PRIMO (1 barretta) e l’esperimento IFA-597 (2 barrette). Questi databases sono stati rilasciati a scopo “benchmarking” e appartengono al database pubblico “International Fuel Pin performance Experimental database (IFPE)”. Tale banca dati è stata create ed è mantenuta da OECD/NEA appositamente per raccogliere dati necessari allo sviluppo e validazione di codici principalmente di tipo “fuel pin mechanics” (es. TRANSURANUS).
Rapporto tecnico;Sicurezza nucleare;Generation IV reactors;Combustibile nucleare
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