Il report rappresenta un contributo all’analisi numerica di scenari operativi e incidentali. 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 l’International Coordinated Research Project (CRP) on EBR-II Shutdown Heat Removal Tests promosso dall’IAEA. L’attività è multi-physics e multi-scale e trarrà beneficio dalla disponibilità di dati sperimentali misurati in reattore durante l’esecuzione di test: protected (SHRT-17) ed unprotected (SHRT-45r) loss of flow nel reattore americano di ricerca EBR-II. Il documento presenta l’impianto EBR-II, oggetto delle simulazioni numeriche, descrive il test sperimentale SHRT-17, il modello termoidraulico realizzato per il codice di sistema RELAP5-3D©, la qualifica della nodalizzazione tramite l’analisi di post-test. 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. Partendo dalle condizioni al contorno fornite dalla termoidraulica di sistema, son stati effettuati calcoli stazionari e di transitorio relativi al test SHRT17. Infine, è stata messa a punto una metodologia per l’analisi del nocciolo, mediante codici di calcolo 3D neutronici. Relativamente al test SHRT-45r, è stato sviluppato un modello neutronico 3D Monte Carlo del reattore, usando come codice di riferimento MCNP6. Ogni pin è stata modellata singolarmente, anche le parti in acciaio del riflettore sono state riprodotte secondo la geometria originale. Da questo modello è stato ottenuto il valore di keff e la distribuzione di potenza da usare come riferimento per il modello nodale 3D a pochi gruppi. È stato, inoltre, effettuato il calcolo delle sezioni d’urto omogeneizzate a 33 Gruppi, utilizzando il codice di reticolo SCALE. Generando diversi modelli 2D per il fuel, le CR e il riflettore, è stata costruita una libreria di sezioni d’urto per tutto il nocciolo escludendo la zona del blanket. La libreria delle sezioni d’urto è stata poi implementata nel modello 3D sviluppato, usando il codice neutronico PHISICS, tramite il quale sarà possibile effettuare il calcolo accoppiato.

Sviluppo e validazione di un approccio e di modelli per le analisi di sicurezza di reattori veloci di IV generazione

Parisi, Carlo;Di Piazza, Ivan;Del Nevo, Alessandro
2015-09-28

Abstract

Il report rappresenta un contributo all’analisi numerica di scenari operativi e incidentali. 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 l’International Coordinated Research Project (CRP) on EBR-II Shutdown Heat Removal Tests promosso dall’IAEA. L’attività è multi-physics e multi-scale e trarrà beneficio dalla disponibilità di dati sperimentali misurati in reattore durante l’esecuzione di test: protected (SHRT-17) ed unprotected (SHRT-45r) loss of flow nel reattore americano di ricerca EBR-II. Il documento presenta l’impianto EBR-II, oggetto delle simulazioni numeriche, descrive il test sperimentale SHRT-17, il modello termoidraulico realizzato per il codice di sistema RELAP5-3D©, la qualifica della nodalizzazione tramite l’analisi di post-test. 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. Partendo dalle condizioni al contorno fornite dalla termoidraulica di sistema, son stati effettuati calcoli stazionari e di transitorio relativi al test SHRT17. Infine, è stata messa a punto una metodologia per l’analisi del nocciolo, mediante codici di calcolo 3D neutronici. Relativamente al test SHRT-45r, è stato sviluppato un modello neutronico 3D Monte Carlo del reattore, usando come codice di riferimento MCNP6. Ogni pin è stata modellata singolarmente, anche le parti in acciaio del riflettore sono state riprodotte secondo la geometria originale. Da questo modello è stato ottenuto il valore di keff e la distribuzione di potenza da usare come riferimento per il modello nodale 3D a pochi gruppi. È stato, inoltre, effettuato il calcolo delle sezioni d’urto omogeneizzate a 33 Gruppi, utilizzando il codice di reticolo SCALE. Generando diversi modelli 2D per il fuel, le CR e il riflettore, è stata costruita una libreria di sezioni d’urto per tutto il nocciolo escludendo la zona del blanket. La libreria delle sezioni d’urto è stata poi implementata nel modello 3D sviluppato, usando il codice neutronico PHISICS, tramite il quale sarà possibile effettuare il calcolo accoppiato.
Termoidraulica dei reattori nucleari;Rapporto tecnico;Reattori nucleari veloci;Sicurezza nucleare;Analisi incidentale
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