Nel presente rapporto tecnico vengono riportati i risultati dell’attività di ricerca sviluppata nella linea LP1 (Sviluppo Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare), obiettivo B (Safety Assessment e Valutazioni D'impatto) task B2 (Valutazioni di Rischio e Scenari Incidentali) topic 2 (Calcolo Integrale di Scenari Incidentali) del PAR 2016, Accordo di Programma ENEA-MiSE. Due transitori non mitigati in un generico PWR da 900 MWe sono stati analizzati con il codice MELCOR: un transitorio dovuto a una postulata perdita di refrigerante da piccola rottura e un transitorio dovuto a una postulata perdita d’acqua d’alimento del generatore di vapore. Particolare attenzione è stata posta all’analisi delle fenomenologie termoidrauliche e dei possibili fenomeni di degradazione del core del reattore che si possono destare vista l’ipotesi di transitori non mitigati e le postulate condizioni al contorno severe per il reattore. In relazione ai reattori di tipo BWR, la revisione della nodalizzazione MELCOR e lo sviluppo di una nodalizzazione “fittizzia” 2D del core di un generico reattore tipo l’Unita 1 di Fukushima Daiichi è stata sviluppata. L’analisi del transitorio, che si è destato nell’Unità 1 del reattore di Fukushima Daiichi (conseguente al terremoto e allo tsunami che si sono verficati il giorno 11 Marzo del 2011) è stata effettuata con il codice MELCOR e i risultati delle simulazioni sono stati paragonati con i dati dell’impianto disponibili publicamente nella letteratura tecnico-scientifica. Il rapporto è redatto in lingua inglese.

Analisi di transitori non mitigati: perdite di refrigerante da piccola rottura in PWR, perdita d’acqua di alimento del GV in PWR e SBO in BWR

Mascari, Fulvio
2017-11-24

Abstract

Nel presente rapporto tecnico vengono riportati i risultati dell’attività di ricerca sviluppata nella linea LP1 (Sviluppo Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare), obiettivo B (Safety Assessment e Valutazioni D'impatto) task B2 (Valutazioni di Rischio e Scenari Incidentali) topic 2 (Calcolo Integrale di Scenari Incidentali) del PAR 2016, Accordo di Programma ENEA-MiSE. Due transitori non mitigati in un generico PWR da 900 MWe sono stati analizzati con il codice MELCOR: un transitorio dovuto a una postulata perdita di refrigerante da piccola rottura e un transitorio dovuto a una postulata perdita d’acqua d’alimento del generatore di vapore. Particolare attenzione è stata posta all’analisi delle fenomenologie termoidrauliche e dei possibili fenomeni di degradazione del core del reattore che si possono destare vista l’ipotesi di transitori non mitigati e le postulate condizioni al contorno severe per il reattore. In relazione ai reattori di tipo BWR, la revisione della nodalizzazione MELCOR e lo sviluppo di una nodalizzazione “fittizzia” 2D del core di un generico reattore tipo l’Unita 1 di Fukushima Daiichi è stata sviluppata. L’analisi del transitorio, che si è destato nell’Unità 1 del reattore di Fukushima Daiichi (conseguente al terremoto e allo tsunami che si sono verficati il giorno 11 Marzo del 2011) è stata effettuata con il codice MELCOR e i risultati delle simulazioni sono stati paragonati con i dati dell’impianto disponibili publicamente nella letteratura tecnico-scientifica. Il rapporto è redatto in lingua inglese.
Rapporto tecnico finale;Reattori ad acqua leggera;Incidenti severi
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