Il presente report rappresenta un contributo per lo sviluppo e la validazione del codice di calcolo TRANSURANUS per la modellazione del comportamento del combustibile nucleare. Il POLIMI ha sviluppato una modellazione preliminare molto estesa sul comportamento del combustibile nucleare nel reattore ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) che ha in seguito portato allo sviluppo di modelli maggiormente rappresentativi del comportamento dei gas di fissione all’interno del combustibile validati a fronte di dati sperimentali. Sono inoltre state sviluppate: un nuovo algoritmo per la soluzione delle equazioni di diffusione intra-granulare tempo dipendenti ed un modello preliminare per il comportamento dei gas di fissione all’interno di strutture ad alto burn-up. ENEA riporta i risultati delle simulazioni effettuate utilizzando il codice TRANSURANUS nell’ambito del OECD/NEA PCMI international benchmark per gli hypotetical case 1 e case 2. In particolare: Il case 1 simula una ipotetica rampa di inizio vita (1 minuto ad incremento costante) di una piccola barra di PWR (10 pellets) fino ad una potenza lineare media di 40 kW/m seguita da 100 h a potenza lineare costante. Il Case 2 è complementare al Case 1 in quanto simula lo stesso transitorio applicato però ad una barra di combustibile in piena scala.

Advancement in FGR modeling for transient analysis of FR fuel

Del Nevo, Alessandro
2016-09-26

Abstract

Il presente report rappresenta un contributo per lo sviluppo e la validazione del codice di calcolo TRANSURANUS per la modellazione del comportamento del combustibile nucleare. Il POLIMI ha sviluppato una modellazione preliminare molto estesa sul comportamento del combustibile nucleare nel reattore ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) che ha in seguito portato allo sviluppo di modelli maggiormente rappresentativi del comportamento dei gas di fissione all’interno del combustibile validati a fronte di dati sperimentali. Sono inoltre state sviluppate: un nuovo algoritmo per la soluzione delle equazioni di diffusione intra-granulare tempo dipendenti ed un modello preliminare per il comportamento dei gas di fissione all’interno di strutture ad alto burn-up. ENEA riporta i risultati delle simulazioni effettuate utilizzando il codice TRANSURANUS nell’ambito del OECD/NEA PCMI international benchmark per gli hypotetical case 1 e case 2. In particolare: Il case 1 simula una ipotetica rampa di inizio vita (1 minuto ad incremento costante) di una piccola barra di PWR (10 pellets) fino ad una potenza lineare media di 40 kW/m seguita da 100 h a potenza lineare costante. Il Case 2 è complementare al Case 1 in quanto simula lo stesso transitorio applicato però ad una barra di combustibile in piena scala.
Termoidraulica dei reattori nucleari;Reattori nucleari veloci;Sicurezza nucleare;Combustibile nucleare;Rapporto tecnico
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7939
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