La modellazione della dinamica dei reattori nucleari a fissione a spettro veloce e refrigerati a piombo liquido (lead-cooled fast reactors, LFRs) è essenziale per lo sviluppo di questa tecnologia innovativa. Perciò, è necessario sviluppare ulteriormente gli strumenti di calcolo per l'analisi accoppiata neutronica/termoidraulica del nocciolo. L'analisi può essere effettuata a diversi livelli di dettaglio. Alcuni codici sono caratterizzati da una descrizione molto dettagliata dei componenti del sistema, ma richiedono un elevato costo computazionale. Al Politecnico di Torino, il gruppo di ricerca in ingegneria nucleare sta sviluppando il codice FRENETIC per l'analisi di transitori nei reattori nucleari a fissione del tipo LFR a fascio di combustibile esagonale chiuso ad un costo computazionale ridotto, adatto ad effettuare studi parametrici e simulazioni di transitori rilevanti per le analisi di sicurezza. Il codice risolve separatamente le equazioni della neutronica e quelle della termoidraulica, introducendo l'effetto delle controreazioni neutroniche/termoidrauliche attraverso un algoritmo di accoppiamento. Il lavoro svolto in questo anno di attività comprende: • la prosecuzione del lavoro di convalida neutronica/termoidraulica del codice utilizzando i dati dell'Experimental Breeder Reactor II operato in passato presso l'Argonne National Laboratory; • l'ulteriore sviluppo del modulo neutronico, con l'introduzione di un nuovo modello per il trasporto fotonico e l'aggiornamento del modello per il calcolo del calore residuo.

Advances in the development of the code FRENETIC for the coupled dynamics of lead-cooled reactors

2016

Abstract

La modellazione della dinamica dei reattori nucleari a fissione a spettro veloce e refrigerati a piombo liquido (lead-cooled fast reactors, LFRs) è essenziale per lo sviluppo di questa tecnologia innovativa. Perciò, è necessario sviluppare ulteriormente gli strumenti di calcolo per l'analisi accoppiata neutronica/termoidraulica del nocciolo. L'analisi può essere effettuata a diversi livelli di dettaglio. Alcuni codici sono caratterizzati da una descrizione molto dettagliata dei componenti del sistema, ma richiedono un elevato costo computazionale. Al Politecnico di Torino, il gruppo di ricerca in ingegneria nucleare sta sviluppando il codice FRENETIC per l'analisi di transitori nei reattori nucleari a fissione del tipo LFR a fascio di combustibile esagonale chiuso ad un costo computazionale ridotto, adatto ad effettuare studi parametrici e simulazioni di transitori rilevanti per le analisi di sicurezza. Il codice risolve separatamente le equazioni della neutronica e quelle della termoidraulica, introducendo l'effetto delle controreazioni neutroniche/termoidrauliche attraverso un algoritmo di accoppiamento. Il lavoro svolto in questo anno di attività comprende: • la prosecuzione del lavoro di convalida neutronica/termoidraulica del codice utilizzando i dati dell'Experimental Breeder Reactor II operato in passato presso l'Argonne National Laboratory; • l'ulteriore sviluppo del modulo neutronico, con l'introduzione di un nuovo modello per il trasporto fotonico e l'aggiornamento del modello per il calcolo del calore residuo.
Rapporto tecnico;Generation IV reactors;Tecnologia dei metalli liquidi;Termoidraulica dei reattori nucleari;Neutronica
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/20.500.12079/7932
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