Nella prima parte del documento, l’attività svolta da POLIMI si è posta l’obiettivo di sviluppare l’input del codice Monte Carlo di trasporto neutronico Serpent del reattore ELFR (European Lead-cooled Fast Reactor) per effettuare studi di neutronica e di bruciamento del combustibile nucleare. L’analisi svolta si è concentrata sullo studio dell’evoluzione dei parametri principali del reattore in diversi scenari. Nella seconda parte, svolta dall’Università di Roma “La Sapienza”, sono riportati, descritti e discussi i risultati relativi a studi di scenario che vede la presenza di reattori di tipo CANDU, LFR e ADS.

Studi di sostenibilità volti a massimizzare l’utilizzo del combustibile e a minimizzare le scorie nucleari con i sistemi veloci refrigerati a piombo

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2014-09-25

Abstract

Nella prima parte del documento, l’attività svolta da POLIMI si è posta l’obiettivo di sviluppare l’input del codice Monte Carlo di trasporto neutronico Serpent del reattore ELFR (European Lead-cooled Fast Reactor) per effettuare studi di neutronica e di bruciamento del combustibile nucleare. L’analisi svolta si è concentrata sullo studio dell’evoluzione dei parametri principali del reattore in diversi scenari. Nella seconda parte, svolta dall’Università di Roma “La Sapienza”, sono riportati, descritti e discussi i risultati relativi a studi di scenario che vede la presenza di reattori di tipo CANDU, LFR e ADS.
Rapporto tecnico;Analisi di sicurezza;Generation IV reactors;Ciclo del combustibile
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7748
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