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 2017, Accordo di Programma ENEA-MiSE. In relazione ai reattori di tipo BWR, 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. Un’analisi di incertezza, utilizzando il software RAVEN, è stata sviluppata al fine di caratterizzare l’incertezza del codice nel predire la pressione del vessel e del drywell, selezionate come figure di merito dell’analisi, durante il transitorio scelto e identificare i parametri di input che hanno una maggiore influenza su di esse. In relazione ai reattori PWR un transitorio non mitigato dovuto a una postulata perdita d’acqua d’alimento del generatore di vapore in un generico PWR da 900 MWe è stato analizzato con il codice MELCOR. Si sottolinea una completa revisione della nodalizzazione del core e del vessel al fine di avere una risposta piu dettagliata dei fenomeni di degradazione.I risultati di queste analisi sono qui riportati. ll rapporto è redatto in lingua inglese.

Analisi e valutazioni di incidenti severi in LWR

Mascari, Fulvio
2018-11-23

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 2017, Accordo di Programma ENEA-MiSE. In relazione ai reattori di tipo BWR, 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. Un’analisi di incertezza, utilizzando il software RAVEN, è stata sviluppata al fine di caratterizzare l’incertezza del codice nel predire la pressione del vessel e del drywell, selezionate come figure di merito dell’analisi, durante il transitorio scelto e identificare i parametri di input che hanno una maggiore influenza su di esse. In relazione ai reattori PWR un transitorio non mitigato dovuto a una postulata perdita d’acqua d’alimento del generatore di vapore in un generico PWR da 900 MWe è stato analizzato con il codice MELCOR. Si sottolinea una completa revisione della nodalizzazione del core e del vessel al fine di avere una risposta piu dettagliata dei fenomeni di degradazione.I risultati di queste analisi sono qui riportati. ll rapporto è redatto in lingua inglese.
Reattori ad acqua leggera;MELCOR;Incertezza;Rapporto tecnico;RAVEN;Incidenti severi
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