In relazione alle attuali linee di ricerca su sicurezza e reattori veloci di IV generazione, l’attività svolta si è posta l’obiettivo di sviluppo ed estensione del codice di fuel pin performance TRANSURANUS per l'analisi di reattori innovativi raffreddati a piombo. La suddetta versione estesa del codice, denominata LFR-oriented, permette la modellazione e l'analisi termo-meccanica delle barrette di combustibile adottate nel reattore a piombo scelto come riferimento (ALFRED - Advanced Lead-cooled Fast Reactor), al fine di ottimizzarne il design e le caratteristiche di sicurezza. L’attività descritta nel presente report si divide in 2 parti. Una prima parte ha riguardato una revisione critica dei principali modelli fenomenologici per il piombo e per gli acciai austenitici della classe 15-15Ti, materiale di guaina che si prevede di adottare in ALFRED. In particolare, sulla base dei dati sperimentali disponibili in letteratura, tale lavoro ha permesso di conseguire i seguenti risultati principali: 1) condurre una revisione critica delle correlazioni disponibili per i suddetti materiali nella versione originaria di TRANSURANUS (versione v1m3j12); 2) mettere a punto correlazioni specifiche per la modellazione sia dell'acciaio di guaina AIM1, sia di un generico acciaio della classe 15-15Ti, focalizzando l'attenzione sulle problematiche relative allo swelling, allo scorrimento viscoso e ai tempi di rottura per interazione meccanica guaina-combustibile (aspetto cruciale, che era assente nella versione v1m3j12); 3) realizzare la versione estesa di TRANSURANUS, adatta per le analisi termo-meccaniche delle barrette di combustibile impiegate nei reattori a piombo. La seconda parte ha una revisione critica dei principali modelli di conduzione per combustibili MOX con aggiunta di percentuali di attinidi minori, per predisporre la fase di sviluppo e implementazione nel codice TRANSURANUS di tali modelli. L’attività, dopo aver identificato tutti principali parametri e processi che influenzano la conducibilità, ha riguardato la valutazione delle correlazioni disponibili del codice TRANSURANUS, riportando le correlazioni, le dipendenze ed i range di validità. Successivamente si è fatta una rassegna dei modelli disponibili in letteratura, rilevanti allo scopo dell’attività e derivabili dalle attività sperimentali effettuate nell’ambito del progetto FP7 PELGRIMM.

Modeling and analysis of nuclear fuel pin behavior for innovative lead cooled FBR

Del Nevo, Alessandro
2014-09-26

Abstract

In relazione alle attuali linee di ricerca su sicurezza e reattori veloci di IV generazione, l’attività svolta si è posta l’obiettivo di sviluppo ed estensione del codice di fuel pin performance TRANSURANUS per l'analisi di reattori innovativi raffreddati a piombo. La suddetta versione estesa del codice, denominata LFR-oriented, permette la modellazione e l'analisi termo-meccanica delle barrette di combustibile adottate nel reattore a piombo scelto come riferimento (ALFRED - Advanced Lead-cooled Fast Reactor), al fine di ottimizzarne il design e le caratteristiche di sicurezza. L’attività descritta nel presente report si divide in 2 parti. Una prima parte ha riguardato una revisione critica dei principali modelli fenomenologici per il piombo e per gli acciai austenitici della classe 15-15Ti, materiale di guaina che si prevede di adottare in ALFRED. In particolare, sulla base dei dati sperimentali disponibili in letteratura, tale lavoro ha permesso di conseguire i seguenti risultati principali: 1) condurre una revisione critica delle correlazioni disponibili per i suddetti materiali nella versione originaria di TRANSURANUS (versione v1m3j12); 2) mettere a punto correlazioni specifiche per la modellazione sia dell'acciaio di guaina AIM1, sia di un generico acciaio della classe 15-15Ti, focalizzando l'attenzione sulle problematiche relative allo swelling, allo scorrimento viscoso e ai tempi di rottura per interazione meccanica guaina-combustibile (aspetto cruciale, che era assente nella versione v1m3j12); 3) realizzare la versione estesa di TRANSURANUS, adatta per le analisi termo-meccaniche delle barrette di combustibile impiegate nei reattori a piombo. La seconda parte ha una revisione critica dei principali modelli di conduzione per combustibili MOX con aggiunta di percentuali di attinidi minori, per predisporre la fase di sviluppo e implementazione nel codice TRANSURANUS di tali modelli. L’attività, dopo aver identificato tutti principali parametri e processi che influenzano la conducibilità, ha riguardato la valutazione delle correlazioni disponibili del codice TRANSURANUS, riportando le correlazioni, le dipendenze ed i range di validità. Successivamente si è fatta una rassegna dei modelli disponibili in letteratura, rilevanti allo scopo dell’attività e derivabili dalle attività sperimentali effettuate nell’ambito del progetto FP7 PELGRIMM.
Rapporto tecnico;Reattori nucleari veloci;Sicurezza nucleare;Analisi incidentale
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