A partire dalle attività del PAR 2012-2014, presso i laboratori SIET di Piacenza, si sono svolte molteplici campagne sperimentali sulla sezione di prova HERO-2 a due tubi a baionetta paralleli allo scopo di valutare se un sistema di rimozione del calore composto da baionette possa essere impiegato nei nuovi reattori SMR e Gen-IV. Le campagne hanno permesso la creazione di un vasto database di dati per la validazione di codici termoidraulici di sistema. Nel tentativo di ridurre alcune incertezze rilevate delle precedenti campagne, nella terza annualità del PAR2015-2017 SIET ha provveduto a rieseguire alcuni test sia in circuito aperto che chiuso, implementando nuova strumentazione e migliorando le procedure per l’esecuzione di test stazionari e dinamici. Nella stessa annualità del PAR2017, l’oggetto dell’attività numerica ha riguardato l’analisi post-test dei dati sperimentali ottenuti sia in circuito aperto che in circuito chiuso con l’ausilio del codice termoidraulico di sistema RELAP5, con buoni risultati nella simulazione del loop in circolazione naturale (scambio termico in piscina, portata, etc.), al variare del grado di riempimento del circuito e del livello di potenza fornita ai tubi. Nell’estensione del PAR2017 oggetto del presente rapporto, prima di procedere a ulteriori test sperimentali si è preferito procedere con un approfondimento numerico attraverso una prima analisi dei test transitori condotti da SIET. Sono stati ottenuti buoni risultati sia in termini qualitativi che quantitativi, anche grazie all’attività di sviluppo del modello della facility condotto in regime stazionario nelle precedenti annualità. Ulteriori miglioramenti al modello potranno essere oggetto di attività future. I test prodotti da SIET sono da ritenere di alto valore per la validazione dei modelli utilizzati nei codici termoidraulici per la simulazione del comportamento del sistema in condizioni incidentali.

Approfondimento sulle prove sperimentali per la simulazione del comportamento di un sistema passivo con scambiatore a baionetta per la rimozione del calore di decadimento

Polidori, Massimiliano
2019

Abstract

A partire dalle attività del PAR 2012-2014, presso i laboratori SIET di Piacenza, si sono svolte molteplici campagne sperimentali sulla sezione di prova HERO-2 a due tubi a baionetta paralleli allo scopo di valutare se un sistema di rimozione del calore composto da baionette possa essere impiegato nei nuovi reattori SMR e Gen-IV. Le campagne hanno permesso la creazione di un vasto database di dati per la validazione di codici termoidraulici di sistema. Nel tentativo di ridurre alcune incertezze rilevate delle precedenti campagne, nella terza annualità del PAR2015-2017 SIET ha provveduto a rieseguire alcuni test sia in circuito aperto che chiuso, implementando nuova strumentazione e migliorando le procedure per l’esecuzione di test stazionari e dinamici. Nella stessa annualità del PAR2017, l’oggetto dell’attività numerica ha riguardato l’analisi post-test dei dati sperimentali ottenuti sia in circuito aperto che in circuito chiuso con l’ausilio del codice termoidraulico di sistema RELAP5, con buoni risultati nella simulazione del loop in circolazione naturale (scambio termico in piscina, portata, etc.), al variare del grado di riempimento del circuito e del livello di potenza fornita ai tubi. Nell’estensione del PAR2017 oggetto del presente rapporto, prima di procedere a ulteriori test sperimentali si è preferito procedere con un approfondimento numerico attraverso una prima analisi dei test transitori condotti da SIET. Sono stati ottenuti buoni risultati sia in termini qualitativi che quantitativi, anche grazie all’attività di sviluppo del modello della facility condotto in regime stazionario nelle precedenti annualità. Ulteriori miglioramenti al modello potranno essere oggetto di attività future. I test prodotti da SIET sono da ritenere di alto valore per la validazione dei modelli utilizzati nei codici termoidraulici per la simulazione del comportamento del sistema in condizioni incidentali.
Reattori e sistemi innovativi;Rapporto tecnico;Termoidraulica dei reattori nucleari;Trasmissione del calore;Sicurezza nucleare
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/20.500.12079/8083
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