Nell’ambito della linea LP2, sono state condotte attività di ricerca al fine di sviluppare, aggiornare e convalidare codici di calcolo e modelli numerici per sostenere la progettazione ed effettuare analisi di sicurezza di un reattore veloce refrigerato a metallo liquido. Nell’ambito del PAR 2016, sono state messe in atto delle azioni al fine di integrare e coordinare tali attività. Si sono, pertanto, definite le aree di simulazione e le interconnessioni rilevanti per la progettazione e sicurezza di reattori Gen-IV. Ognuna di queste aree di simulazione è coperta da uno o più codici e simula un set di fenomeni multi-fisica e multi-scala rilevanti, e.g. termoidraulica di sistema, di contenimento, di sotto-canale, fluidodinamica tridimensionale, termo-meccanica della barretta di combustibile, del fuel assembly e di componenti, generazione di sezioni d’urto e sviluppo di metodi di aggiustamento delle stesse mediante utilizzo di dati sperimentali, dinamica neutronica tridimensionale, rilascio e trasporto di prodotti di fissione, etc. Tale attività servirà come base di partenza per un’azione di sviluppo e convalida di una piattaforma di calcolo per sistemi nucleari innovativi, che si protrarrà nel PT2015- 2017 (e successivi). Pertanto, si propone di procedere con l’attività secondo la seguente logica: - definire le aree di simulazione e le interconnessioni rilevanti per la progettazione e sicurezza di reattori Gen-IV; - definire i codici e la piattaforma di accoppiamento e identificare le necessità di sviluppo e lo stato di convalida; - procedere con l’attività di sviluppo, convalida e applicazione in continuità con quanto fatto negli ultimi anni. Relativamente a sviluppo e convalida, riportate nella parte 2 del presente report, sono state effettuate attività relative a: 1. termo-meccanica della barretta di combustibile – supporto allo sviluppo del codice TRANSURANUS. 2. accoppiamento codici CFD/SYS-TH e loro validazione a fronte delle campagre sperimentali TALL e CIRCE 3. termoidraulica di sistema – supporto alla validazione del codice REALP5-3D per applicazione ai sistemi a piscina 4. dinamica accoppiata neutronica-termoidraulica tridimensionale - sviluppo e applicazione codice FRENETIC 5. modellazione multifisica neutronica – termoidraulica - accoppiamento OpenFoam-Serpent 6. dinamica molecolare per lo studio di fenomeni di diffusione nella interazione combustibile refrigerante 7. termoidraulica multifluid/multiphase e analisi di incidenti severi – supporto allo sviluppo e alla validazione del codice SIMMER-III e -IV

Development of best estimate numerical tools for LFR design and safety analysis

T. Barani;A. Cammi;L. Cognini;L. Luzzi;S. Lorenzi;D. Pizzocri;
2017

Abstract

Nell’ambito della linea LP2, sono state condotte attività di ricerca al fine di sviluppare, aggiornare e convalidare codici di calcolo e modelli numerici per sostenere la progettazione ed effettuare analisi di sicurezza di un reattore veloce refrigerato a metallo liquido. Nell’ambito del PAR 2016, sono state messe in atto delle azioni al fine di integrare e coordinare tali attività. Si sono, pertanto, definite le aree di simulazione e le interconnessioni rilevanti per la progettazione e sicurezza di reattori Gen-IV. Ognuna di queste aree di simulazione è coperta da uno o più codici e simula un set di fenomeni multi-fisica e multi-scala rilevanti, e.g. termoidraulica di sistema, di contenimento, di sotto-canale, fluidodinamica tridimensionale, termo-meccanica della barretta di combustibile, del fuel assembly e di componenti, generazione di sezioni d’urto e sviluppo di metodi di aggiustamento delle stesse mediante utilizzo di dati sperimentali, dinamica neutronica tridimensionale, rilascio e trasporto di prodotti di fissione, etc. Tale attività servirà come base di partenza per un’azione di sviluppo e convalida di una piattaforma di calcolo per sistemi nucleari innovativi, che si protrarrà nel PT2015- 2017 (e successivi). Pertanto, si propone di procedere con l’attività secondo la seguente logica: - definire le aree di simulazione e le interconnessioni rilevanti per la progettazione e sicurezza di reattori Gen-IV; - definire i codici e la piattaforma di accoppiamento e identificare le necessità di sviluppo e lo stato di convalida; - procedere con l’attività di sviluppo, convalida e applicazione in continuità con quanto fatto negli ultimi anni. Relativamente a sviluppo e convalida, riportate nella parte 2 del presente report, sono state effettuate attività relative a: 1. termo-meccanica della barretta di combustibile – supporto allo sviluppo del codice TRANSURANUS. 2. accoppiamento codici CFD/SYS-TH e loro validazione a fronte delle campagre sperimentali TALL e CIRCE 3. termoidraulica di sistema – supporto alla validazione del codice REALP5-3D per applicazione ai sistemi a piscina 4. dinamica accoppiata neutronica-termoidraulica tridimensionale - sviluppo e applicazione codice FRENETIC 5. modellazione multifisica neutronica – termoidraulica - accoppiamento OpenFoam-Serpent 6. dinamica molecolare per lo studio di fenomeni di diffusione nella interazione combustibile refrigerante 7. termoidraulica multifluid/multiphase e analisi di incidenti severi – supporto allo sviluppo e alla validazione del codice SIMMER-III e -IV
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