Report
Metodi analisi e verifica di progetti nucleari
Report 2010
Metodi di analisi
- Rapporto su programma di test di componenti e sistemi con funzioni di sicurezza e di gestione d’impianto (CIRTEN - Università di Roma La Sapienza e Università di Palermo; ENEA)
- Rapporto su analisi di impianti dotati di sistemi di sicurezza passivi (ENEA)
- Rilascio di radionuclidi dal nocciolo al sistema di contenimento nei reattori nucleari ad acqua leggera in condizioni incidentali: stato dell’arte e metodi di valutazione (Università di Bologna; ENEA)
- Analysis of the external events effects in relation to the stress tests requirement (Università di Pisa)
- Studio dei fenomeni osservabili a seguito di transitori d’impianto estesi oltre i limiti di progetto (Università di Bologna)
- Analisi di sistemi passivi, utilizzati in impianti ad acqua pressurizzata di tipo avanzato. Identificazione di componenti di piccolo diametro (Università di Palermo)
- Identificazione di componenti di piccola taglia in sistemi di tipo passivo e possibili attività sperimentali per la loro caratterizzazione (Università di Palermo)
- Rapporto di progetto del circuito di prova e relativi componenti (Università di Roma La Sapienza)
- Approvvigionamento dei componenti necessari per la realizzazione del circuito (Università di Roma La Sapienza)
- Comparative Study of Controllers for Supervision, Control and Protection Systems in Pressurized Water Reactors of Evolutive Generation (Università dell’Aquila)
- Performance Study of the Control Systems in the Presence of Faults and/or Reference Accidents in Pressurized Water Reactors of Evolutive Generation (Università dell’Aquila)
- Studio di fattibilità per lo sviluppo di un modello multi-fisica (neutronica, termoidraulica e termomeccanica) di dinamica spaziale di nocciolo: rapporto di analisi della codicistica esistente a supporto dello sviluppo di uno strumento di dinamica spaziale di nocciolo (Università di Pisa; Università di Bologna; Politecnico di Torino; ENEA)
- Analysis of the Impact of the Heavy Reflector of a Typical Large Size GEN III+ Reactor Design on the ex-Core Detector Signals with Monte Carlo Techniques (Employing MCNP-5) (ENEA)
- Definizione delle caratteristiche richieste ad un modulo di termomeccanica in un codice multi-fisica di dinamica tridimensionale per reattori termici (Politecnico di Milano)
- Confronto fra le tecniche di soluzione dell’equazione del trasporto per reattori termici (Politecnico di Torino)
- Valutazione delle caratteristiche di codici di termoidraulica di nocciolo ai fili delle analisi di sicurezza: Stato dell’arte dei codici di termoidraulica di nocciolo (Università di Pisa)
- Studio dei codici “stato dell’arte” di neutronica per reattori termici (Università di Bologna)
- Conseguenze del terremoto Tohoku-Taiheiyou-Oki sugli impianti nucleari giapponesi. Ipotesi di ricostruzione della sequenza incidentale (ENEA)
Metodi di verifica
- Proposte di strumenti innovativi per misura di flussi in core (ENEA)
- Rapporto di analisi delle prestazioni dei sistemi computerizzati di supervisione, controllo e protezione (ENEA)
- Rapporto sull’integrazione dei sistemi di impianto (ENEA)
- Implementazione della logica di regolazione e protezione della pressione e livello del pressurizzatore e dello Steam Dump System per un reattore PWR (Università di Pisa)
- Analysis of the Dynamics of Supervision, Control and Protection Systems in Pressurized Water Reactors of Evolutive Generation (Università dell’Aquila)
- Combustibili ad alto burn-up per reattori di III generazione (ENEA)
- Riprocessamento del combustibile nucleare mediante pirometallurgia (ENEA)
- Rapporto sui processi di ritrattamento utilizzabili e progetto di massima di un impianto pilota (ENEA)
- Modellazione del comportamento di elio in combustibili MOX ad alto burn-up ai fini dell’estensione degli strumenti di simulazione e di supporto alla progettazione delle barrette di combustibile per i reattori di generazione evolutiva ad acqua pressurizzata (Politecnico di Milano)
- Comportamento del combustibile nucleare durante rampe di potenza: analisi di esperimenti con codici di calcolo di comportamento del combustibile, in particolare in condizioni di alto burn-up (Università di Pisa)
- Studio di fattibilità finalizzato alla minimizzazione di radionuclidi a lunga vita (Università Politecnica delle Marche)
- Validazione di una metodologia di analisi per lo studio dell’evoluzione temporale della composizione del combustibile nucleare (Università di Pavia)
- Validazione di una metodologia di analisi per la valutazione dell’efficienza di trasmutazione dei prodotti di fissione a lunga emivita e degli attinidi minori in campi neutronici misti (termici e veloci) (Università di Pavia)