Il documento riassume l’analisi TRANSURANUS di 3 esperimenti dedicati allo studio del combustibile MOX per reattori veloci. Gli esperimenti sono: SILOE L5, SILOE L6 e HEDL P-19. I primi due test sperimentali studiano l’effetto che il rapporto O/M ha sul comportamento termico del combustibile. Il terzo esperimento analizza il legame tra i parametri di design della fuel pin, specialmente l’ampiezza del gap combustibile-guaina, e il verificarsi di condizioni di potenza che portano la temperatura del combustibile oltre quella di fusione. Il combustibile nei 3 casi considerati non è stato precedentemente irraggiato i risultati sono quindi validi per le condizioni di inizio vita (BOL). Il lavoro intende rispondere al primo punto indicato nell’Annex A del Software License Agreement No. 34077 che regola i rapporti tra EURATOM e l’ENEA per l’utilizzo del codice di analisi termomeccanica di combustibile nucleare TRANSURANUS.

Behaviour of MOX fuel for fast reactors: the SILOE L5, SILOE L6, and HEDL P-19 experiments

Calabrese, Rolando
2017-04-27

Abstract

Il documento riassume l’analisi TRANSURANUS di 3 esperimenti dedicati allo studio del combustibile MOX per reattori veloci. Gli esperimenti sono: SILOE L5, SILOE L6 e HEDL P-19. I primi due test sperimentali studiano l’effetto che il rapporto O/M ha sul comportamento termico del combustibile. Il terzo esperimento analizza il legame tra i parametri di design della fuel pin, specialmente l’ampiezza del gap combustibile-guaina, e il verificarsi di condizioni di potenza che portano la temperatura del combustibile oltre quella di fusione. Il combustibile nei 3 casi considerati non è stato precedentemente irraggiato i risultati sono quindi validi per le condizioni di inizio vita (BOL). Il lavoro intende rispondere al primo punto indicato nell’Annex A del Software License Agreement No. 34077 che regola i rapporti tra EURATOM e l’ENEA per l’utilizzo del codice di analisi termomeccanica di combustibile nucleare TRANSURANUS.
Reattori nucleari veloci;Combustibile nucleare;Rapporto tecnico;Energia nucleare
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7967
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