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Calcoli di criticità, con codici deterministici, di nuovi combustibili e/o cladding per valutazioni di safety di nocciolo
No full textDopo l’incidente di Fukushima, la volontà di aumentare ulteriormente i margini di sicurezza nei reattori di tipo LWR di generazione II e III si sta esprimendo ed orientando verso lo sviluppo di nuove soluzioni tecnologiche in grado di ridurre ulteriormente il rischio di incidenti severi. Ad oggi le soluzioni più promettenti fanno riferimento a ATF (Accident Tolerant Fuel) e ATC (Accident Tolerant Cladding) cioè nuovi combustibili e nuovi cladding in grado di prolungare il tempo di grazia a disposizione dell’operatore, aumentare la ritenzione dei prodotti di fissione e ridurre il tasso di produzione del calore e di idrogeno dovuti ai processi di ossidazione ad alta temperatura. Dato il carattere innovativo delle tecnologie in oggetto, scopo di questo rapporto è quello di documentare, limitatamente al caso degli ATC, lo stato dell’arte di queste nuove soluzioni tecnologiche. Inoltre per il solo cladding in FeCrAl è stata operata, mediante codici di calcolo neutronico deterministici, una valutazione dell’impatto che questo nuovo cladding ha sulla criticità del sistema
Valutazione di differenti scenari per la riduzione degli inventari di transuranici provenienti dal riprocessamento di combustibile UOx
No full textIl presente rapporto documenta l’attività svolta da ENEA nel 2017 sulla gestione dei transuranici (TRU) all’interno del gruppo di lavoro dell’Advanced Fuel Cycle Scenarios della Nuclear Energy Agency (NEA).
L’obiettivo è stato quello di individuare degli scenari in grado di ridurre e stabilizzare, in un orizzonte temporale di 300 anni, gli inventari di plutonio e attinidi minori provenienti da reattori di potenza di tipo PWR a UOX. Precede una descrizione di carattere introduttivo della struttura del codice di scenario COSI6 (la versione utilizzata in questo studio è la V8.0.2 del 2015) e del codice di evoluzione CESAR5.3 (che implementa la libreria di dati nucleari JEFF3.1.2) utilizzato per valutare l’evoluzione del combustibile nucleare dentro (irraggiamento) e fuori (raffreddamento) dal reattore
Summary of the activities carried out from 2012 to 2015 with the neutronics codes APOLLO2 and CRONOS2
No full textThis Technical Report summarizes the activities carried out with the neutronics codes APOLLO2 and CRONOS2 since the ENEA-CEA STC agreement signed in 2011. Each activity is presented in terms of: type of document, framework, activity description and results obtained
Calcoli per la determinazione della composizione isotopica del combustibile di un PWR da 900 MWe al variare del bruciamento
Get PDFIn questo rapporto viene presentato in dettaglio il nocciolo di un PWR da 900 MWe della classe francese CP1, con particolare riferimento alla configurazione del primo ciclo, o ciclo di avviamento. Per tale configurazione viene descritta la metodologia di calcolo per librerie di sezioni d'urto equivalenti a 2 gruppi e per assembly omogeneizzati, necessarie al successivo calcolo di nocciolo mediante codice di trasporto neutronico di tipo nodale. Le librerie di sezioni d'urto vengono poi calcolate con il codice di trasporto deterministico APOLL02 versione 2.8-3.E, il cui utilizzo è reso possibile grazie ad un accordo STC siglato tra ENEA e CEA nel 2011. Le risultanti librerie multiparametro (temperatura del fuel, temperatura e densità del moderatore, concentrazione di boro nel moderatore, e burnup) in formato Saphyb potranno in futuro essere usate dal codice di neutronica di nocciolo CRONOS2, anch'esso acquisito da ENEA grazie al suddetto accordo STC, per un calcolo accurato e dettagliato della composizione isotopica del combustibile al variare del burnu
Analisi cinetica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR: transitori di barre di controllo
No full textIl presente rapporto descrive l’attività prevista nel Piano Annuale di Realizzazione 2016 dell’Accordo di Programma ENEA-MSE avente come obiettivo quello di acquisire esperienza nella cinetica dei reattori ad acqua pressurizzata (PWR). Data l’importanza dei calcoli cinetici nelle valutazioni della safety di nocciolo, l’attività si è concentrata sull’analisi di transitori di potenza provocati dalla movimentazione di uno o più gruppi di barre di controllo in un PWR da 900 MWe arricchito in 235U che si trova all’inizio del primo ciclo (BoC) in stato stazionario. Tutti i calcoli sono stati eseguiti con il codice deterministico CRONOS2 in assenza del feedback termoidraulico in modo da mettere in risalto il contributo dei neutroni ritardati ai transitori di potenza
Valutazioni, con codici deterministici, dei fenomeni di tilt azimutale in reattori PWR e del loro impatto sui margini di sicurezza del nocciolo
No full textL’idea del presente lavoro è quella di stimare il tilt azimutale del flusso attraverso misure differenziali del valore di antireattività delle barre di controllo in quei sistemi che non permettono, a bassa potenza, misure dirette di distribuzione di flusso e potenza.
La correlazione tra tilt e variazione del worth delle barre di controllo rispetto al caso pienamente simmetrico, è stata valutata sia numericamente, con riferimento al nocciolo del PWR di terza generazione proposto nel Benchmark UAM, sia teoricamente attraverso la Teoria Classica delle Perturbazioni (CPT)
Analisi neutronica con codici deterministici di impianti nucleari di tipo PWR per valutazioni di safety di nocciolo
No full textL’obiettivo di questo studio è stato quello di dimostrare che la scelta del tipo di riflettore gioca un ruolo fondamentale sul fenomeno dell’accoppiamento neutronico del nocciolo di un reattore di tipo PWR di generazione III+.
Una tale dimostrazione può essere compiuta analizzando lo spettro degli autovalori dell’operatore di Boltzmann discretizzato. La decomposizione del flusso per autofunzioni ed autovalori è stata ottenuta grazie alla tecnica del filtraggio applicata al nocciolo perturbato.
Utilizzando le sezioni d’urto efficaci a due gruppi calcolate nella precedente annualità, sono stati eseguiti con CRONOS2 calcoli 3D della distribuzione di potenza per un nocciolo fresco perturbato a hot zero power in condizioni stazionarie con due tipi di riflettore: quello convenzionale e quello pesante.
Tali calcoli hanno permesso di determinare il modo fondamentale e la prima autofunzione, nonché i corrispondenti autovalori, di entrambe le configurazioni prese in esame. Dai risultati ottenuti si può concludere che la configurazione con riflettore convenzionale, avendo una maggiore separazione degli autovalori, è più accoppiata di quella con riflettore pesante
Sezioni d’urto a due gruppi del primo ciclo di funzionamento di un PWR da 1600 MWe finalizzate a calcoli di safety di nocciolo
Get PDFIn questo Rapporto vengono dettagliati i calcoli eseguiti con il codice di trasporto neutronico deterministico Apollo 2 finalizzati alla realizzazione di librerie multiparametro Saphyb destinate ad un successivo utilizzo nella prossima Annualità per calcoli di sicurezza di nocciolo per un reattore PWR con il codice Cronos 2. I risultati ottenuti sono altresì descritti e commentati
Sicurezza intrinseca di elementi di combustibile irraggiati
No full textViene presentata un’analisi completa delle proprietà di sicurezza intrinseca di un elemento di combustibile PWR UOX nudo, irraggiato a 33 GWd/MTU e lasciato decadere per 30 anni, in termini di rateo di dose gamma ad un metro di distanza. Il rateo di dose risulta da 2 a 3 volte inferiore rispetto a quello disponibile in letteratura e valutato circa 20 anni fa. Vengono infine presentate alcune considerazioni fisiche sull’ottimizzazione del calcolo di rateo di dose in funzione della struttura a gruppi della sorgente fotonica
Acquisizione del Codice FLICA: Metodi di calcolo utilizzati nei codici francesi per l'analisi termoidraulica di nocciolo dei PWR
Get PDFIl presente rapporto è una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per la termoidraulica di nocciolo con particolare riguardo ai codici francesi. Innanzitutto sono presentati sinteticamente la teoria e i modelli del flusso bifase e del trasporto di calore in acqua, concetti alla base della termoidraulica, la termoidraulica di nocciolo nei reattori di tipo LWR e una breve panoramica dei codici più utilizzati. Si passa quindi ad analizzare gli scopi ed i metodi della catena di calcolo francese HEMERA e sono illustrate alcune applicazioni che ne evidenziano le potenzialità. Infine è fornita una descrizione dettagliata dei codici di termoidraulica di nocciolo che fanno parte di HEMERA e cioè il codice FLICA4 e i più semplici modelli termoidraulici implementati in CRONOS2
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