Il report rappresenta un contributo all’analisi numerica di scenari operativi e incidentali e consiste nella messa a punto, nell’applicazione e nella validazione di un approccio e di modelli per analisi di sicurezza di reattori veloci di IV generazione. L’attività è svolta in sinergia con International Coordinated Research Project (CRP) on EBR-II Shutdown Heat Removal Tests promosso dall’IAEA. L’attività, di lungo respiro, è multi-physics e multi-scale e trarrà beneficio dalla disponibilità di dati sperimentali misurati in reattore durante l’esecuzione di test sperimentali: protected (SHRT-17) ed unprotected (SHRT-45r) loss of flow nel reattore americano di ricerca EBR-II. L’attività nel suo complesso richiede uno sforzo sinergico di differenti competenze tecniche, dalla fisica del reattore, alla termoidraulica di sistema, alla fluidodinamica computazionale, alla termomeccanica del fuel. Il documento presenta l’impianto EBR-II, oggetto delle simulazioni numeriche, e descrive il test sperimentale SHRT-17. Successivamente, riporta il modello termoidraulico realizzato per il codice di sistema RELAP5-3D©, la qualifica della nodalizzazione, il raggiungimento dello stato stazionario e la simulazione blind dell’esperimento. I risultati ottenuti sono stati poi confrontati con i dati sperimentali rilasciati nell’ambito del benchmark: il documento presenta un’analisi dettagliata finalizzata alla preparazione dell’analisi di posttest. Visto il livello di dettaglio della strumentazione negli assemblies sperimentali XX09 e XX10, installati nel driver del reattore, è stato realizzato un modello CFD attraverso il codice ANSYS CFX per fornire informazioni dettagliate sulla distribuzione di temperature nell’assembly, partendo dalle condizioni al contorno fornite dalla termoidraulica e dalla neutronica. Il modello include in principio la conduzione nelle guaine e nel filo, la convezione nel refrigerante, la conduzione nella scatola esagonale ed il bypass flow. Infine, si descrivono le attività di neutronica previste nell’ambito dell’attività, finalizzate prevalentemente alla valutazione dei coefficienti di reattività dei due test sperimentali (codici ERANOS e MONTECARLO) e alla simulazione del transitorio SHRT-45r con la cinetica neutronica tridimensionale (codice PHYSICS).

Development and validation of an approach and numerical models for safety analysis of FBR

Console Camprini, Patrizio;Parisi, Carlo;Di Piazza, Ivan;Del Nevo, Alessandro
2014

Abstract

Il report rappresenta un contributo all’analisi numerica di scenari operativi e incidentali e consiste nella messa a punto, nell’applicazione e nella validazione di un approccio e di modelli per analisi di sicurezza di reattori veloci di IV generazione. L’attività è svolta in sinergia con International Coordinated Research Project (CRP) on EBR-II Shutdown Heat Removal Tests promosso dall’IAEA. L’attività, di lungo respiro, è multi-physics e multi-scale e trarrà beneficio dalla disponibilità di dati sperimentali misurati in reattore durante l’esecuzione di test sperimentali: protected (SHRT-17) ed unprotected (SHRT-45r) loss of flow nel reattore americano di ricerca EBR-II. L’attività nel suo complesso richiede uno sforzo sinergico di differenti competenze tecniche, dalla fisica del reattore, alla termoidraulica di sistema, alla fluidodinamica computazionale, alla termomeccanica del fuel. Il documento presenta l’impianto EBR-II, oggetto delle simulazioni numeriche, e descrive il test sperimentale SHRT-17. Successivamente, riporta il modello termoidraulico realizzato per il codice di sistema RELAP5-3D©, la qualifica della nodalizzazione, il raggiungimento dello stato stazionario e la simulazione blind dell’esperimento. I risultati ottenuti sono stati poi confrontati con i dati sperimentali rilasciati nell’ambito del benchmark: il documento presenta un’analisi dettagliata finalizzata alla preparazione dell’analisi di posttest. Visto il livello di dettaglio della strumentazione negli assemblies sperimentali XX09 e XX10, installati nel driver del reattore, è stato realizzato un modello CFD attraverso il codice ANSYS CFX per fornire informazioni dettagliate sulla distribuzione di temperature nell’assembly, partendo dalle condizioni al contorno fornite dalla termoidraulica e dalla neutronica. Il modello include in principio la conduzione nelle guaine e nel filo, la convezione nel refrigerante, la conduzione nella scatola esagonale ed il bypass flow. Infine, si descrivono le attività di neutronica previste nell’ambito dell’attività, finalizzate prevalentemente alla valutazione dei coefficienti di reattività dei due test sperimentali (codici ERANOS e MONTECARLO) e alla simulazione del transitorio SHRT-45r con la cinetica neutronica tridimensionale (codice PHYSICS).
Rapporto tecnico;Reattori nucleari veloci;Termoidraulica dei reattori nucleari;Sicurezza nucleare;Analisi incidentale
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/20.500.12079/7758
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