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Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO13 “Struttura portante interna allo schermo biologico e camminatoio” – Fase di pre-caratterizzazione
No full textVengono presentati i risultati delle analisi effettuate sui campioni del Gruppo Omogeneo 13 "Struttura portante interna allo schermo biologico e camminatoio" e la verifica delle condizioni di gruppo omogeneo. Viene infine indicata la numerosità dei campioni da effettuare per la successiva fase di rilascio dei materiali
Procedura di prelievo campioni GO11 “Giunto del coperchio della tanca” per il rilascio
No full textVengono presentate le modalità di prelievo di 15 campioni dal Gruppo Omogeneo GO11 “Giunto del coperchio della tanca” per il rilascio
Prelievo campioni di polvere di calcestruzzo da carotaggi nello Schermo Biologico di RB3
No full textVengono presentate le modalità di prelievo delle ventotto aliquote di polvere di calcestruzzo baritico dai carotaggi effettuati nello Schermo Biologico di RB3
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di rilascio per materiale non esente (Rilascio Gruppo Omogeneo GO01 – Tanca del reattore)
No full textVengono presentati i dati di misura (ISOCS e scintillazione liquida) e le verifiche per poter effettuare il rilascio di materiali non esenti appartenenti al Gruppo Omogeneo GO01 – (Tanca del reattore)
Calcoli di inventari di nocciolo: affinamento della metodologia ed applicazione ai reattori frontalieri
Full text linkIl presente rapporto descrive la realizzazione di un database contenente specifici parametri d’impianto e gli inventari di nocciolo di 26 centrali distanti dal confine nazionale meno di 200 km (centrali frontaliere). Gli inventari di nocciolo sono stati calcolati in relazione ai nuclidi a maggior impatto radiologico sia utilizzando le procedure descritte dai codici RASCAL 3.0.5 e RASCAL 4.2, sia effettuando un calcolo d’inventario attraverso il codice ORIGEN-ARP della suite di SCALE 6.1 secondo la metodologia individuata nella precedente annualità dell’AdP ENEA-MSE. Si è, inoltre, provveduto ad individuare un procedimento generale per fornire una stima della densità media del moderatore e dell’arricchimento medio di nocciolo. Successivamente, si è calcolata la sensitività dell’inventario di nocciolo all’arricchimento iniziale. In ultimo, si è realizzato un confronto tra gli inventari di combustibile per un assembly Westinghouse 17x17 calcolati con i codici MCNPX 2.7.0 e ORIGEN-ARP
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO05 "Interno degli schermi fissi superiori" - Fase di pre-caratterizzazione
No full textVengono presentati i risultati delle analisi effettuate sui campioni del Gruppo Omogeneo 05 “Interno degli schermi fissi superiori” e la verifica delle condizioni di gruppo omogeneo. Viene infine indicata la numerosità dei campioni da effettuare per la successiva fase di rilascio dei materiali
Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel PAR2018, linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare
No full textVengono descritte le principali attività di diffusione dell’informazione e i risultati conseguiti nel Piano Annuale di Realizzazione 2018, progetto B.3:” Sviluppo Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare e Collaborazione ai Programmi Internazionali per il Nucleare di IV Generazione”, Linea Progettuale 1: “Sviluppo Competenze Scientifiche nel Campo della Sicurezza Nucleare”
Calcoli di inventari di nocciolo per le centrali frontaliere a combustibile misto UOX-MOX e valutazione del termine sorgente in condizioni incidentali severe per alcune sequenze di particolare interesse
No full textIl rapporto descrive i risultati ottenuti nella valutazione neutronica di un sistema a combustibile misto UOX-MOX e nel calcolo del termine sorgente per una delle sequenze incidentali severe a maggior impatto radiologico per i sistemi LWR. In particolare, nella prima parte, mediante l’utilizzo delle sequenze funzionali T-NEWT e T-DEPL della suite di SCALE 6.1.3, viene presentato il risultato dell’analisi neutronica (kinf vs burn-up, spettro neutronico e mappe di potenza) per una particolare configurazione di assembly MOX attualmente utilizzata negli impianti nucleari di potenza. Successivamente, seguendo la metodologia implementata nell’annualità 2012 dell’AdP ENEA-MSE ed utilizzando il codice stand-alone ORIGEN-ARP della suite di SCALE 6.1.3, si è proceduto alla valutazione dell’inventario di un nocciolo - secondo le configurazioni full MOX ed a 1/3 di MOX - per una delle 26 centrali frontaliere che distano dal confine nazionale meno di 200 Km. Nella seconda parte, seguendo la metodologia proposta nella letteratura regolatoria open-source americana ampiamente discussa nella precedente annualità, si è realizzato un calcolo di termine sorgente a partire da un inventario di nocciolo al 40% MOX utilizzando l’aggiornamento delle frazioni di rilascio dei radionuclidi per combustibile al 40% MOX contenuta nei rapporti tecnici (SAND2008-6665 e SAND2011-0128) dei laboratori nazionali SANDIA degli Stati Uniti
Procedure Operative per l’Utilizzo del Contaminametro Berthold LB165 per la Caratterizzazione Radiologica dell’Edificio del Reattore RB3
No full textVengono presentate le procedure operative da adottare nell’esecuzione delle misure di contaminazione superficiale con LB165 per la caratterizzazione radiologica dell’Edificio del Reattore RB3 di Montecuccolino
Rapporto di caratterizzazione e verifica delle condizioni di gruppo omogeneo per i materiali del GO11 "Giunto del coperchio della tanca" - Fase di pre-caratterizzazione
No full textVengono presentati i risultati delle analisi effettuate sui campioni del Gruppo Omogeneo 11 “Giunto del coperchio della tanca” e la verifica delle condizioni di gruppo omogeneo. Viene infine indicata la numerosità dei campioni da effettuare per la successiva fase di rilascio dei materiali
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