Nell’ambito del progetto LEADER (Lead-cooled European Advanced DEmonstration Reactor) è stata proposta una nuova configurazione per lo Steam Generator (SG) del ALFRED ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator): il super-heated steam double wall bayonet tube type con monitoraggio delle perdite. A causa delle caratteristiche innovative di questa tipologia di SG, è necessaria un apposito task di R&D per investigare, sviluppare e migliorare gli SG con tubi a baionetta a doppia parete e sviluppare nel contempo un database per la validazione dei codici. Per questo scopo, ENEA ha progettato e costruito la sezione di prova HERO (Heavy liquid mEtal pRessurized water cOoled tubes). Questa sezione di prova è installata nella facility CIRCE ed è costituita da sette tubi a baionetta che rappresentano i tubi del SG di ALFRED in piena scala. Il report ha lo scopo di descrivere la test-section HERO CIRCE ed i calcoli di pre-test sviluppati con i codici RELAP5/Mod3.3 e RELAP5-3D.

Installazione della sezione di prova Hero nella facility Circe: sviluppo nodalizzazione e progettazione della campagna sperimentale

Tarantino, Mariano;Del Nevo, Alessandro
2016-09-26

Abstract

Nell’ambito del progetto LEADER (Lead-cooled European Advanced DEmonstration Reactor) è stata proposta una nuova configurazione per lo Steam Generator (SG) del ALFRED ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator): il super-heated steam double wall bayonet tube type con monitoraggio delle perdite. A causa delle caratteristiche innovative di questa tipologia di SG, è necessaria un apposito task di R&D per investigare, sviluppare e migliorare gli SG con tubi a baionetta a doppia parete e sviluppare nel contempo un database per la validazione dei codici. Per questo scopo, ENEA ha progettato e costruito la sezione di prova HERO (Heavy liquid mEtal pRessurized water cOoled tubes). Questa sezione di prova è installata nella facility CIRCE ed è costituita da sette tubi a baionetta che rappresentano i tubi del SG di ALFRED in piena scala. Il report ha lo scopo di descrivere la test-section HERO CIRCE ed i calcoli di pre-test sviluppati con i codici RELAP5/Mod3.3 e RELAP5-3D.
Generation IV reactors;Tecnologia dei metalli liquidi;Rapporto tecnico;Termoidraulica dei reattori nucleari
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7937
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