L’attività di ricerca a supporto alla progettazione del combustibile nucleare per reattori veloci di IV generazione, in ambito PAR-2014 LP2, ha riguardato attività di modellistica e simulazione con il codice TRANSURANUS. Il lavoro svolto da ENEA e CIRTEN ha riguardato: • una revisione critica e di aggiornamento di alcuni modelli fenomenologici del combustibile, per quanto riguarda la ridistribuzione del plutonio e il rilascio dei gas di fissione in condizioni di transitori di potenza (burst release); • un'analisi di performance delle barrette di combustibile del reattore di riferimento, in condizioni nominali, basata sulla versione del codice aggiornata; • la validazione del codice sulla base di barrette selezionate da database sperimentali sia per LWR (2 barrette da IFA-597) che FBR (2 barrette da HEDL-P-19) • un’indagine e comparazione tra le correlazioni MOX del codice, correlazioni disponibili in letteratura e dati sperimentali, l’introduzione nel codice del modello suggerito da Baron-Hervé.

Supporto alla progettazione del combustibile nucleare per il reattore LFR

Del Nevo, Alessandro
2015-09-25

Abstract

L’attività di ricerca a supporto alla progettazione del combustibile nucleare per reattori veloci di IV generazione, in ambito PAR-2014 LP2, ha riguardato attività di modellistica e simulazione con il codice TRANSURANUS. Il lavoro svolto da ENEA e CIRTEN ha riguardato: • una revisione critica e di aggiornamento di alcuni modelli fenomenologici del combustibile, per quanto riguarda la ridistribuzione del plutonio e il rilascio dei gas di fissione in condizioni di transitori di potenza (burst release); • un'analisi di performance delle barrette di combustibile del reattore di riferimento, in condizioni nominali, basata sulla versione del codice aggiornata; • la validazione del codice sulla base di barrette selezionate da database sperimentali sia per LWR (2 barrette da IFA-597) che FBR (2 barrette da HEDL-P-19) • un’indagine e comparazione tra le correlazioni MOX del codice, correlazioni disponibili in letteratura e dati sperimentali, l’introduzione nel codice del modello suggerito da Baron-Hervé.
Sicurezza nucleare;Rapporto tecnico;Analisi incidentale;Reattori nucleari veloci
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7841
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