Nell’ambito della linea LP2, sono state condotte attività di ricerca al fine di sviluppare, aggiornare e convalidare codici di calcolo e modelli numerici per sostenere la progettazione ed effettuare analisi di sicurezza di un reattore veloce refrigerato a metallo liquido. Nell’ambito del PAR 2016, sono state messe in atto delle azioni al fine di integrare e coordinare tali attività. Si sono, pertanto, definite le aree di simulazione e le interconnessioni rilevanti per la progettazione e sicurezza di reattori Gen-IV. Il presente report rappresenta il proseguimento di tale azione. Ognuna di queste aree di simulazione è coperta da uno o più codici e simula un set di fenomeni multi-fisica e multi-scala rilevanti, e.g. termoidraulica di sistema, di contenimento, di sotto-canale, fluidodinamica tridimensionale, termo-meccanica della barretta di combustibile, del fuel assembly e di componenti, generazione di sezioni d’urto e sviluppo di metodi di aggiustamento delle stesse mediante utilizzo di dati sperimentali, dinamica neutronica tridimensionale, rilascio e trasporto di prodotti di fissione, etc. Tale attività fa parte di un’azione di sviluppo e convalida di una piattaforma di calcolo per sistemi nucleari innovativi, che si dovrà protrarre nel PT2018- 2020 (e successivi). Relativamente a sviluppo e convalida, riportate nella parte 2 del presente report, sono state effettuate attività relative a: 1. termo-meccanica della barretta di combustibile – supporto allo sviluppo del codice TRANSURANUS. 2. termoidraulica di sistema – supporto alla validazione del codice REALP5-3D per applicazione ai sistemi a piscina 3. accoppiamento codici CFD/SYS-TH e loro validazione a fronte delle campagne sperimentali TALL 4. dinamica accoppiata neutronica-termoidraulica tridimensionale - sviluppo e applicazione codice FRENETIC 5. modellazione multifisica neutronica – termoidraulica - accoppiamento OpenFoam-Serpent 6. termoidraulica multifluid/multiphase e analisi di incidenti severi – supporto allo sviluppo e alla vlidazione del codice SIMMER-III e -IV

Development of best estimate numerical tools for LFR design and safety analysis

Tarantino, Mariano;Di Piazza, Ivan;Del Nevo, Alessandro;Cervone, Antonio
2018-11-27

Abstract

Nell’ambito della linea LP2, sono state condotte attività di ricerca al fine di sviluppare, aggiornare e convalidare codici di calcolo e modelli numerici per sostenere la progettazione ed effettuare analisi di sicurezza di un reattore veloce refrigerato a metallo liquido. Nell’ambito del PAR 2016, sono state messe in atto delle azioni al fine di integrare e coordinare tali attività. Si sono, pertanto, definite le aree di simulazione e le interconnessioni rilevanti per la progettazione e sicurezza di reattori Gen-IV. Il presente report rappresenta il proseguimento di tale azione. Ognuna di queste aree di simulazione è coperta da uno o più codici e simula un set di fenomeni multi-fisica e multi-scala rilevanti, e.g. termoidraulica di sistema, di contenimento, di sotto-canale, fluidodinamica tridimensionale, termo-meccanica della barretta di combustibile, del fuel assembly e di componenti, generazione di sezioni d’urto e sviluppo di metodi di aggiustamento delle stesse mediante utilizzo di dati sperimentali, dinamica neutronica tridimensionale, rilascio e trasporto di prodotti di fissione, etc. Tale attività fa parte di un’azione di sviluppo e convalida di una piattaforma di calcolo per sistemi nucleari innovativi, che si dovrà protrarre nel PT2018- 2020 (e successivi). Relativamente a sviluppo e convalida, riportate nella parte 2 del presente report, sono state effettuate attività relative a: 1. termo-meccanica della barretta di combustibile – supporto allo sviluppo del codice TRANSURANUS. 2. termoidraulica di sistema – supporto alla validazione del codice REALP5-3D per applicazione ai sistemi a piscina 3. accoppiamento codici CFD/SYS-TH e loro validazione a fronte delle campagne sperimentali TALL 4. dinamica accoppiata neutronica-termoidraulica tridimensionale - sviluppo e applicazione codice FRENETIC 5. modellazione multifisica neutronica – termoidraulica - accoppiamento OpenFoam-Serpent 6. termoidraulica multifluid/multiphase e analisi di incidenti severi – supporto allo sviluppo e alla vlidazione del codice SIMMER-III e -IV
27-nov-2018
Reattori nucleari veloci;Termoidraulica dei reattori nucleari;Analisi incidentale;Rapporto tecnico;Sicurezza nucleare
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