Il rapporto descrive i risultati ottenuti nella valutazione neutronica di un sistema a combustibile misto UOX-MOX e nel calcolo del termine sorgente per una delle sequenze incidentali severe a maggior impatto radiologico per i sistemi LWR. In particolare, nella prima parte, mediante l’utilizzo delle sequenze funzionali T-NEWT e T-DEPL della suite di SCALE 6.1.3, viene presentato il risultato dell’analisi neutronica (kinf vs burn-up, spettro neutronico e mappe di potenza) per una particolare configurazione di assembly MOX attualmente utilizzata negli impianti nucleari di potenza. Successivamente, seguendo la metodologia implementata nell’annualità 2012 dell’AdP ENEA-MSE ed utilizzando il codice stand-alone ORIGEN-ARP della suite di SCALE 6.1.3, si è proceduto alla valutazione dell’inventario di un nocciolo - secondo le configurazioni full MOX ed a 1/3 di MOX - per una delle 26 centrali frontaliere che distano dal confine nazionale meno di 200 Km. Nella seconda parte, seguendo la metodologia proposta nella letteratura regolatoria open-source americana ampiamente discussa nella precedente annualità, si è realizzato un calcolo di termine sorgente a partire da un inventario di nocciolo al 40% MOX utilizzando l’aggiornamento delle frazioni di rilascio dei radionuclidi per combustibile al 40% MOX contenuta nei rapporti tecnici (SAND2008-6665 e SAND2011-0128) dei laboratori nazionali SANDIA degli Stati Uniti.

Calcoli di inventari di nocciolo per le centrali frontaliere a combustibile misto UOX-MOX e valutazione del termine sorgente in condizioni incidentali severe per alcune sequenze di particolare interesse

Rocchi, Federico
2015-09-09

Abstract

Il rapporto descrive i risultati ottenuti nella valutazione neutronica di un sistema a combustibile misto UOX-MOX e nel calcolo del termine sorgente per una delle sequenze incidentali severe a maggior impatto radiologico per i sistemi LWR. In particolare, nella prima parte, mediante l’utilizzo delle sequenze funzionali T-NEWT e T-DEPL della suite di SCALE 6.1.3, viene presentato il risultato dell’analisi neutronica (kinf vs burn-up, spettro neutronico e mappe di potenza) per una particolare configurazione di assembly MOX attualmente utilizzata negli impianti nucleari di potenza. Successivamente, seguendo la metodologia implementata nell’annualità 2012 dell’AdP ENEA-MSE ed utilizzando il codice stand-alone ORIGEN-ARP della suite di SCALE 6.1.3, si è proceduto alla valutazione dell’inventario di un nocciolo - secondo le configurazioni full MOX ed a 1/3 di MOX - per una delle 26 centrali frontaliere che distano dal confine nazionale meno di 200 Km. Nella seconda parte, seguendo la metodologia proposta nella letteratura regolatoria open-source americana ampiamente discussa nella precedente annualità, si è realizzato un calcolo di termine sorgente a partire da un inventario di nocciolo al 40% MOX utilizzando l’aggiornamento delle frazioni di rilascio dei radionuclidi per combustibile al 40% MOX contenuta nei rapporti tecnici (SAND2008-6665 e SAND2011-0128) dei laboratori nazionali SANDIA degli Stati Uniti.
Rapporto tecnico;LWR;Neutronica ed inventari di nocciolo MOX;Termine sorgente MOX
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7814
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