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Determinazione dei parametri di sicurezza del core e dell’andamento del burnup di un reattore veloce refrigerato a metallo liquido
No full textIn questo rapporto vengono documentate le attività svolte per lo sviluppo e la validazione di un modello Monte Carlo basato sul codice MCNPX v.2.7 per la simulazione neutronica di un reattore veloce raffreddato a sodio. Tale modello è stato sviluppato seguendo le specifiche dell’OECD/NEA Sodium Task Force. I principali parametri nucleari (coefficienti di reattività, parametri nucleari, distribuzione tridimensionale della potenza e concentrazione degli attinidi) del core, sono stati calcolati per un nocciolo all’equilibrio, ad inizio e fine del ciclo. I risultati ottenuti sono stati sottomessi all’OECD/NEA ed il confronto preliminare con altre soluzioni indipendenti dimostra il buon accordo dei dati calcolati. I risultati di questo lavoro verranno utilizzati per lo sviluppo di un modello termoidraulico di un SFR utilizzando il codice RELAP5-3D©
APPLICATION OF MCNP FOR PREDICTING POWER EXCURSION DURING LOCA IN ATUCHA-2 PHWR
No full textThis thesis consists in the developing and application of a methodology based on MCNP code to predict power and reactivity excursions depending on different representation of physical variables. The reference application of the methodology is the DEGB-LBLOCA scenario in ATUCHA-2 PHWR in the framework of the safety analysis of ATUCHA-2 nuclear power plant (NPP) (Chapter 15 FSAR).
Loss of coolant accidents (LOCA) mean those postulated accidents that result from the loss of reactor coolant at a rate in excess of the capability of the reactor coolant makeup system from breaks in the reactor coolant pressure boundary, up to and including a break equivalent in size to the double-ended rupture of the largest pipe of the reactor coolant system (DEGB LB-LOCA).
In the ATUCHA-2 PHWR the insertion of positive reactivity caused by the void production in coolant channels is compensated mainly by the negative reactivity inserted by shutdown system based on the fast injection of boric acid solution into the moderator tank (JDJ). Analysis of JDJ by a computational fluid dynamics code showed a complex spatial Boron distribution inside the moderator tank.
The so called “Boron self-shielding effect” is indicating the over-estimation of the inserted negative reactivity due by the dilution of the highly concentrated Boron solution inserted by the JDJ when modeling its spatial distribution using thermal-hydraulics nodes of large dimensions (order of liters for the ATUCHA-2 case).
The availability of calculation methods with the capability of representing the system with a level of detail beyond the actual generation of system thermal hydraulics code such the Monte Carlo based MCNP code is required in this specific event scenario. The developed methodology is focused on the set up of tools for advanced three-dimensional coupling between MCNP and a computational fluid dynamics code. A key feature of the methodology is the capability to generate MCNP based representations of complex and heterogeneous spatial distribution of physical variables. The use of this feature combined with the methodology capability to use different level of representation detail permits the investigation of power and reactivity excursions at core level in the analyzed scenario and also the prediction of JDJ inserted reactivity at the beginning of the transient.
The development of MCNP5 models for simulation of ATUCHA-2 in realistic operational core conditions is a part of the methodology. Hence, research activity was focused also in the combined use of neutronic codes such as NJOY and MONTEBURNS to implement burnup effects and the thermal-hydraulic boundary conditions provided by 3D neutron kinetics coupled thermal-hydraulics (3D NK-TH) RELAP5-3D© system codes
Fukushima Dai-ichi Unit 1 Accident Simulation by Best Estimate and Integral Codes & Accident Management Procedures Identification Focusing on BWR close to the Italian Borders
No full textIl presente documento riporta le attività relative allo sviluppo ed alla validazione di nodalizzazioni di reattori ad acqua bollente (BWR) mediante codici di calcolo per l’analisi di incidenti severi (MELCOR e RELAP/SCADPSIM). Dopo aver evidenziato le necessità di disporre di tali tools per l’analisi di reattori BWR transfrontalieri, si è analizzata la sequenza incidentale occorsa all’Unità 1 dell’impianto Nucleare di Fukushima Dai-ichi, evidenziandone le fasi salienti. Si è poi provveduto allo sviluppo preliminare di una nodalizzazione MELCOR (BWR/4) e di uno sviluppo completo di una nodalizzazione RELAP/SCDAPSIM (BWR/3). Con quest’ultima, si è svolta un’analisi preliminare dell’incidente occorso all’impianto giapponese, al fine di testare le capacità del codice e di ottenere dati di riferimento da poter confrontare, in un secondo momento, con i risultati del codice MELCOR
Feasibility Analysis and Uncertainty Quantification for a “Fast-Running” Chain of Codes for the NPP Accident Management
No full textThis work briefly describes the computer codes RAVEN and DAKOTA, illustrating how to use them in the ambit of uncertainty quantification during PRA thermal hydraulic analyses.
The second part shows instead two simple applications of RAVEN code to study SBO transient. In the first one, it has been coupled to RELAP-7 to analyze a PWR, in simplified manner (due to the current limitations of the RELAP-7 code, that is under development).
In the second one, it was coupled to RELAP-5 3D code in order to analyze a BWR MARK-1. These two applications demonstrate the potential of the RAVEN code as an optimal tool for the coupling with codes for TH analyses
Sviluppo di una catena di simulazione fast-running per le fasi avanzate dell’incidente
No full textIl presente documento riporta le attività svolte nell’ambito della Linea Progettuale 1 (LP1), obiettivo B (Metodologie avanzate per la valutazione delle conseguenze incidentali), task B.1, del PAR 2012, ADP ENEA-MSE. In questo rapporto vengono sintetizzate le caratteristiche principali di una catena di simulazione “fast running” per l’analisi di incidenti nucleari in fase avanzata. La possibilità di assemblare tale catena viene analizzata considerando lo stato dell’arte dei codici di simulazione nucleare best-estimate. Il calcolo dell’evoluzione di vari scenari incidentali gravi, analizzati contemporaneamente, è oggi reso possibile grazie all’applicazione del calcolo parallelo ed a software per l’analisi di sensitività e di incertezza (S&U) che consente la preparazione e la gestione automatica degli “input-deck”. L’output atteso da tale catena può quindi prevedibilmente essere utilizzato come strumento di supporto per la gestione di eventi incidentali su scale temporali superiori al singolo giorno
Bayesian inference for the multivariate skew-normal model: a Population Monte Carlo approach
No full textFrequentist and likelihood based methods of inference encounter several difficulties with the multivariate skew-normal model. In spite of the popularity of this class of densities, there are no broadly satisfactory solutions for estimation and testing problems. In this paper we propose a general population Monte Carlo algorithm which exploits the stochastic representation of the skew-normal random variables in terms of latent structure to provide a full Bayesian analysis of the model. Our approach can be defined weakly informative since we use priors which approximate the actual reference prior for the shape parameter vector. We compare our results with the existing classical solutions and illustrate the practical implementation of the algorithm
Post-test analysis of SHRT45R transient performed on the EBR-II FR
No full textIl report rappresenta un contributo all’analisi numerica di scenari operativi e incidentali e consiste nella messa a punto, nell’applicazione e nella validazione di un approccio e di modelli per analisi di sicurezza di reattori veloci di IV generazione. L’attività è svolta in sinergia con International Coordinated Research Project (CRP) on EBR-II Shutdown Heat Removal Tests promosso dall’IAEA. L’attività, di lungo respiro, è multi-physics e multi-scale e trarrà beneficio dalla disponibilità di dati sperimentali misurati in reattore durante l’esecuzione di test sperimentali: protected (SHRT-17) ed unprotected (SHRT-45r) loss of flow nel reattore americano di ricerca EBR-II. L’attività nel suo complesso richiede uno sforzo sinergico di differenti competenze tecniche, dalla fisica del reattore, alla termoidraulica di sistema, alla fluidodinamica computazionale, alla termomeccanica del fuel.
Il documento presenta le analisi di neutronica previste nell’ambito dell’attività, finalizzate prevalentemente alla valutazione dei coefficienti di reattività dei due test sperimentali (codici ERANOS e MONTECARLO) e alla simulazione del transitorio SHRT-45r con la cinetica neutronica tridimensionale (codice PHYSICS). Nel report vengono descritti i codici utilizzati e i modelli MCNP e SCALE/PHYSICS. I modelli descritti sono stati utilizzati per calcolare la frazione di neutroni ritardati e i quattro coefficienti di reattività (doppler, densità del liquido di raffreddamento, di dilatazione assiale, di espansione radiale). Infine, si riporta il fattore di forma radiale e l’errore relativo con i dati di specifica
Michelstaedter Carlo
No full textPressoché tutti gli scritti di Carlo Michelstaedter furono pubblicati solo dopo il suo sucidio, prima dagli amici V. Arangio-Ruiz e G. Chiavacci e, più recentemente, in molte altre edizioni che l’hanno reso uno dei filosofi italiani più letti e studiati del primo Novecento. La sua riflessione si radica in un contesto mitteleuropeo attraversato da crisi esistenziali e influenze filosofiche che spaziano da Parmenide e Eraclito fino a Ibsen e Nietzsche. Egli critica la “rettorica”, che rappresenta la sottomissione agli interessi egoistici e alle strutture di potere; alla retorica egli contrappone il “benificio”, inteso come apertura disinteressata all’altro, e la “persuasione” quale aspetto soggettivo di colui che agisce il beneficio: la carica emotiva che lo abita. Figure esemplari di persuasione sono in Michelstaedter non solo esponenti del pensiero filosofico e artistico, ma anche grandi riferimenti religiosi come l’autore dell’Ecclesiaste e Cristo.
Parole chiave: Carlo Michelstaedter; persuasione e rettorica; beneficio; Ecclesiaste; Cristo
Almost all of Carlo Michelstaedter’s writings were published only after his suicide, first by friends V. Arangio-Ruiz and G. Chiavacci, and more recently in many other editions that have made him one of the most read and studied Italian philosophers of the early twentieth century. His reflection is rooted in a Central European context marked by existential crises and philosophical influences ranging from Parmenides and Heraclitus to Ibsen and Nietzsche. He criticizes ‘rhetoric,’ which represents submission to selfish interests and power structures; against rhetoric, he opposes ‘benefit,’ understood as a disinterested openness to the other, and ‘persuasion’ as the subjective aspect of the one who acts for the benefit: the emotional charge that inhabits him. Exemplary figures of persuasion in Michelstaedter are not only representatives of philosophical and artistic thought but also great religious references such as the author of Ecclesiastes and Christ.
Keywords: Carlo Michelstaedter; persuasion and rhetoric; benefit; Ecclesiastes; Chris
Enhancing quasi-Monte Carlo methods via delta dimension and directional control technique
No full text- …
