78 research outputs found
Integral study of accident sequences with reference to NPPs next to the Italian borders
No full textThis report presents the activity performed in the framework of LP1, Objective B (Accident consequent evaluation) task B1 Topic 3 (Integral study of accident sequences with reference to BWR and PWR reactor next to Italian borders) of PAR 2014, ADP ENEA-MSE. Three different PWR accidents - Short term Station Blackout (SBO), Loss of Feed Water (LFW), Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) - scenarios have been studied by using the MELCOR code. To lead these three accidents to a BDBA, they will be unmitigated and the actions of the operator are assumed to fail; the characterization of the thermal hydraulic behaviour, the in-vessel phenomena, the core degradation and corium behaviour in the lower head are here analyzed. A first estimation of the source term is here also presented for the SBO scenario. For the BWR, a preliminary Fukushima Unit 1 like MELCOR nodalization has been deveped allowes to have a basis to analyse transients scenarios and compare the data with calculated results of other codes and possible full scale plant transient data, if available. The analyses of thermal hydraulic phenomenology of interest, for the validation of severe accident code, related to advanced reactor (as Small Modular Reactor) that could be in operation in the next short term, are here presented. The “scaling issue”, that determines uncertainty in the code calculated data, is here briefly analyzed considering the aspect of interest that should be investigated for the “severe accident” analyses
Analisi e valutazioni di incidenti severi in LWR
No full textNel 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 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
No full textNel 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
Relazione sulle attività svolte e le analisi effettuate con i codici USNRC
No full textNel presente documento viene riassunta l’attività di ricerca svolta da ENEA e le analisi effettuate con i codici USNRC nel periodo 2013-2018
Integral Calculations of Severe Accident Scenarios in PWRs and BWRs
No full textThis report presents the activity performed in the framework of LP1 (Sviluppo Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare), Objective B (Safety Assessment e Valutazioni D'impatto) task B2 (Valutazioni di Rischio e Scenari Incidentali) Topic 3 (Calcolo Integrale di Scenari Incidentali) of the PAR 2015, ADP ENEA-MiSE. Three different PWR accidents scenarios has been studied by using MELCOR code: a Loss of Feed Water (LFW) transient and two Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA). To lead these three accidents to a Beyond Design Basis Accident (BDBA), they will be considered as unmitigated. The characterization of the thermal hydraulic behaviour, the in-vessel phenomena, the core degradation and corium behaviour in the lower head are here analyzed. In relation to the Boiling Water Reactor (BWR) activity a nodalization of the Fukushima Daiichi Unit 1 capable to reproduce the accident occurred have been developed. The Fukushima Daichii Unit 1 severe accident (consequence of the March 11, 2011 heartquake and tsunami) was also analyzed and compared with the plant data available with the aim to evaluate code accuracy for potential analogous analysis ragarding BWRs next to italian borders
Evaluation of a Double-Ended Guillotine LBLOCA Transient in a Generic Three-Loops PWR-900 with TRACE Code Coupled with DAKOTA Uncertainty Analysis
No full textIn the present study, the model of a generic three-loops PWR-900 western type reactor has been developed and a double-ended guillotine break on the cold leg has been simulated by TRACE code. Through the SNAP graphical interface, a DAKOTA uncertainty analysis, based on the probabilistic method to propagate input uncertainty, has been performed by selecting uncertain parameters related to the safety injection system and to the initial plant status. In particular, six uncertain input parameters have been considered: the accumulators’ initial pressure and temperature, the safety injection system temperature and flow rate, the reactor initial power and the containment initial pressure. The main figure of merit selected for the application of regression correlation is the hot rod cladding temperature. Both Pearson and Spearman’s correlation coefficients have been computed for the cladding temperature of the hot rod to characterize its correlation with the input uncertain parameters in the different phases of the transient. In addition, the dispersion of the calculated data have been discussed for selected relevant thermal-hydraulic parameters, such as the primary pressure, the core mass flow rate and the water collapsed level in the vessel
Analisi delle temperature nei fondi dei generatori di vapore di reattori frontalieri PWR da 900 MWE in caso di LBLOCA in gamma calda
No full textNel 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 B1.1 (analisi delle temperature nei fondi dei generatori di vapore di reattori frontalieri PWR da 900 MWe in caso di incidenti) del PAR 2017, Accordo di Programma ENEA-MiSE. Avendo come riferimento un generico PWR-900 MWe con 3-loop di tipo occidentale, in questo rapporto è presentata una prima analisi termoidraulica finalizzata a studiare l’andamento delle temperature nella camera di ingresso e uscita dei generatori di vapore durante un postulato LBLOCA in gamba calda; i principali parameteri, tipici di un LBLOCA, sono anche investigati a supporto dello studio. Il codice “best estimate” di sistema utilizzato per questa analisi è il TRAC/RELAP Advanced Computational Engine (TRACE) sviluppato dalla USNRC. Una nodalizzazione TRACE di un generico PWR-900 MWe con 3-loop è stata sviluppata durante questa attività. Un primo transitorio che ha come evento iniziatore una rottura a ghigliottina (200%) su una gamba calda del sistema primario (posizionata in prossimità del bocchello d’uscita del vessel) è stato investigato. I risultati di queste analisi sono qui riportati
Nodalizzazione MELCOR per lo Studio Integrale di Sequenze Incidentali su Reattori PWR da 900 MWe e valutazioni preliminari d’impatto a breve e medio raggio
No full textIl presente documento è stato preparato nel corso della seconda annualità dell'AdP ENEA-MSE nell'ambito dell'obiettivo B-Task B_1 (Sviluppo di una Metodologia per Valutazioni di Sicurezza in Condizioni Incidentali o di Pre-Emergenza) della Linea Progettuale 1 (Sviluppo competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare). Esso riporta i principali risultati della simulazione MELCOR di un transitorio del tipo “short term Station Blackout (SBO)” con possibile rottura dei tubi a U del GV (Steam Generator Tube Rupture - SGTR) indotta da stress termici e un lavoro preliminare di raccolta di informazioni sulle potenzialità presentate da alcune piattaforma di simulazione ad oggi utilizzate per l’analisi della dispersione degli inquinanti e dei connessi impatti ambientali a seguito di un grave incidente in un impianto nucleare, con conseguenze transfrontaliere nel caso dell’Italia
Evaluation of a Double-Ended Guillotine Break Transient in a Three-Loop PWR-900 like with TRACE Code Coupled with DAKOTA Uncertainty Analysis
No full textIn the present study, the model of a reference generic three-loop PWR-900 like western type reactor has been developed and a double-ended guillotine break on the cold leg has been simulated by the TRACE code. Through the SNAP graphical interface, a DAKOTA uncertainty analysis, based on the probabilistic method to propagate input uncertainty, has been performed by selecting uncertain parameters related to the safety injection system and to the initial plant status. In particular, six uncertain input parameters have been considered: the accumulators’ initial pressure and temperature, the safety injection system temperature and flow rate, the reactor initial power and the containment initial pressure. The main figure of merit selected for the application of regression correlation is the hot rod cladding temperature. Both Pearson and Spearman’s correlation coefficients have been computed for the cladding temperature of the hot rod to characterize its correlation with the input parameters in the different phases of the transient. In addition, the dispersion of the calculated data have been evaluated for selected relevant thermal- hydraulic parameters, such as the primary pressure, the core mass flow rate and the water level in the vessel
Implementazione su calcolatore parallelo di metodi e codici per le analisi di sensitività ed incertezza nel calcolo di incidenti severi
No full textNel presente rapporto tecnico vengono riportati i risultati dell’attività di ricerca sviluppata da Sapienza Università di Roma in collaborazione con ENEA nell’ambito del PAR 2018, Accordo di Programma ENEA-MiSE. In particolare, l’implementazione sulla piattaforma CRESCO 6 del software RAVEN è qui descritta. Durante tale attività è stata verificata la corretta installazione di RAVEN, e un caso test di incidente severo, accoppiando RAVEN e MELCOR, è stato condotto. L’analisi dei risultati mostra che i risultati ottenuti sul cluster Sapienza per il caso di analisi di sensitività e valutazione delle incertezze dell’incidente occorso nel 2011 alla unità 1 della centrale nucleare di Fukushima Daiichi, sono consistenti con quelli ottenuti su CRECO 6
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