Report
Sviluppo competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare (Progetto B.3.1 – L.P.1)
Referente: F. De Rosa, felice.derosa@enea.it
Report 2014
- “VITJEFF32.BOLIB - An ENEA-Bologna Fine-Group Coupled (199 n + 42g) Cross Section Library in AMPX Format Based on JEFF-3.2 Data”
- “Validation of the updated decay data libraries of the ANITA-2000 activation code package on experimental data produced by FNS-JAERI
- Monte Carlo Methods for Core Safety Analysis: Design of Instrumentation for monitoring PWR Core Degradation in case of a Severe Accident”
- “Valutazioni, con codici deterministici, dei fenomeni di tilt azimutale in reattori PWR e del loro impatto sui margini di sicurezza del nocciolo”
- “Resistenza alla Proliferazione, Nuclear Security e Sostenibilità del Ciclo del Combustibile”
- “Contributo alla piattaforma IGD-TP e altre iniziative internazionali sulla gestione dei rifiuti radioattivi”
- “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”
- “Assessment of PWR cores behavior and estimate of confidence level got with the use of mechanistic and / or integral codes calculations of accident sequences with reference to TMI-2 reactor”
- “Integral study of accident sequences with reference to NPPs next to the Italian border”
- “Realizzazione di un database esperto a supporto della gestione di una situazione di crisi – fase 3”
- “RADCAL-III mod.N: Calculation of radioactive concentrations in air and at ground level of urban areas located at mesoscale distance (subclass α) from a nuclear plant hit by severe accident - phase 1”
- “Definizione della metodologia e degli input necessari per l’esecuzione di analisi integrate Calmet-Calpuff ai fini della valutazione della dispersione di inquinanti radioattivi in atmosfera”
- “Application of risk-informed probabilistic and deterministic safety approach to estimate the risk of external events
- “Approfondimento delle problematiche di simulazione con i codici CATHARE2 e TRACE dei transitori SPES2”
- “Messa a punto di una metodologia deterministica/statistica per l’analisi dei segnali dello spool piece Venturi/sonda ad impedenza”
- “Analisi e confronto di soluzioni tecnologiche diverse per la rimozione del calore negli SMR”
- “Progettazione, realizzazione ed interpretazione di prove termoidrauliche di base su generatori di vapore con tubi a baionetta”
- “Raccolta e diffusione dei risultati conseguiti nel triennio del PT 2012-2014 nella linea progettuale relativa allo sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare”
Report 2013
- Cross Section Calculations for Fission Reactions Induced by Intermediate Energy (100 MeV - 1 GeV) Nucleons and Monte Carlo Simulation of Neutron Flux at n_TOF Facility (CERN)
- Validation of the BUGJEFF311.BOLIB, BUGENDF70.BOLIB and BUGLE-96 Cross Section Libraries on the PCA-Replica (Water/Iron) Neutron Shielding Benchmark Experiment
- Updating of the Libraries Included in the ANITA-2000 Code Package on the Basis of the JEFF-3.1.1 Radioactive Decay Data Library
- Use of Monte Carlo to Evaluate Radiation Damage to Corium Detector in PWR Severe Accident Scenario
- Sezioni d'urto a due gruppi del primo ciclo di funzionamento di un PWR da 1600 MWe finalizzate a calcoli di safety di nocciolo
- Development and Verification of Calculation Models for the Accident Analysis in Nuclear Power Plants
- Lesson Learned from the Result Comparison of Calculations of a Reference Severe Accident Sequence on a TMI-2 Like PWR Reactor of 900 MWe with the Integral Codes ASTEC and MELCOR
- Resistenza alla proliferazione, Nuclear Security e sostenibilità del ciclo del combustibile
- Contributo alla Piattaforma IGD-TP e altre iniziative internazionali sulla gestione dei rifiuti radioattivi
- Raccolta di coefficienti e parametri integrali per il calcolo rapido di termini sorgente a partire da inventari di nocciolo PWR e BWR
- Nodalizzazione MELCOR per lo studio integrale di sequenze incidentali su reattori PWR da 900 MWe e valutazioni preliminari d'impatto a breve e medio raggio
- Feasibility Analysis and Uncertainty Quantification for a "Fast-Running" Chain of Codes for the NPP Accident Management
- Realizzazione di un data base esperto a supporto della gestione di una situazione di crisi Fase
- Risk Analysis of Nuclear Power Plants against External Events
- 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
- Analisi di fattibilità e costi di una nuova configurazione della facility SPES-3
- Feasibility Study on the Experimentation of a Decay Heat Removal System (DHRS) for Lead Fast Reactors (LFR)
- Validazione e Verifica (V&V) di CATHARE2 e TRACE sul programma sperimentale SPES2
- Analisi dei dati sperimentali disponibili dello Spool Piece per stimare e ridurre l'incertezza sulla misura della portata di fluido bi-fase
- Modellazione di uno Spool Piece per la stima dei parametri caratteristici dei deflussi bifase
- Compact Heat Exchangers/Steam Generators and Decay Heat Removal in Passive Safety Systems: Comparison of Thermal Hydraulic Features
- Diffusione dell'informazione sulle attività svolte in ambito B.3.1-LP1 "Sviluppo di competenze scientifiche nel campo della sicurezza nucleare"
Report 2012
- Effetti di struttura nucleare sulla fissione neutronica di ²³⁹Pu
- BUGEND70.BOLIB – An ENEA-Bologna ENDF/B-VII.0 Cross Section Library (47 n + 20 γ) in FIDO-ANISN Format for LWR Schielding and Pressure Vessel Dosimetry Applications
- Use of Monte Carlo in State-of-the-Art PWR Design: Study of Tilt in the NEA UAM PWR Benchmark and Development and Testing of New Algorithms within Monte Carlo Eigenvalue Calculations Employing the Source-Iteration Method
- Analisi neutronica per valutazioni di sicurezza del nocciolo di start-up di un PWR da 900 Mwe
- Acquisizione del codice FLICA metodi di calcolo utilizzati nei codici francesi per l'analisi termoidraulica di nocciolo dei PWR
- Calcoli e validazioni relativi ai codici di calcolo specifici per l’analisi degli incidenti gravi
- Metodi per valutazioni di sostenibilità legati a resistenza alla proliferazione, ciclo del combustibile, interfaccia safety/security e scenari energetici
- Una mappa delle emissioni specifiche e del costo medio di generazione di diversi mix elettrici
- Calcoli di inventario di nocciolo: affinamento della metodologia e applicazione ai reattori frontalieri
- Calcoli per la caratterizzazione dei vari impianti nucleari in condizioni di incidente gravi
- Realizzazione di un data base esperto a supporto della gestione di una situazione di crisi
- Sviluppo di una catena di simulazione fast-running per le fasi avanzate dell’incidente
- Rapporto tecnico sulle metodologie di analisi degli eventi esterni e sulla stima del rischio
- Confronto e valutazione della risposta di sistemi attivi e passivi in reattori innovativi a fronte di sequenze incidentali significative ai fini della sicurezza
- Valutazione dei costi per la realizzazione della configurazione originale della Facility SPES-3 presso la SIET - parte A
- Valutazione dei costi per la realizzazione della configurazione originale della Facility SPES-3 presso la SIET - parte B
- Fattibilità di una diversa configurazione della facility SPES-3
- Prove sperimentali e modello numerico dello Spool Piece (costituito da Venturi e misuratore di grado di vuoto) in deflusso bifase
- Relazione tecnica sulla messa a punto della strumentazione per la misura della portata bifase nella facility SPES-3
- Code Validation and Model Qualification for Problems of Mixing and Thermal Exchange in Innovative Reactors
- Validazione di codici e qualifica modelli per problematiche di scambio termico in generatori di vapore innovativi
Collaborazione ai programmi internazionali per il nucleare di IV generazione
(Progetto B.3.1 – L.P.2)
Referente: M. Tarantino, mariano.tarantino@enea.it
Report 2014
- TAPIRO Studio fattibilità
- Implem. codice ERANOS per l'analisi perturbativa e di sensitività
- Characterization new ALFRED core configuration
- Viability of In-Vessel Storage in the new ALFRED configuration
- Supporto alla progettazione del combustibile per LFR
- Sviluppo e validaz. di un approccio e di modelli per analisi sicurezza1
- Verifica di fattibilità di sonde commerciali per la misura dei flussi neutronici in reattori raffreddati al piombo. Proposta di studio teorico-sperimentale di SPND innovativi ottimizzati per reattori LFR
- Effetto indotto da indotti dal fenomeno del “core compaction”
- Studio interazioni tra combustibile, prodotti di fissione e refrigerante in sistemi LRF
- Sviluppo di ricoperture a base FeCrAl per la protezione di materiali strutturali operanti in sistemi nucleari refrigerati a piombo
- Sviluppo di ricoperture per la protezione di materiali strutturali
- Caratterizzazione di materiali strutturali ricoperti
- Caratterizzazione rivestimenti mediante prove di irraggiamento
- Prove di creep-capture su materiali strutturali ricoperti per applicazioni in sistemi refrigerati a metallo liquido pesante
- Caratterizzazione delle proprietà meccaniche e di corrosione in piombo dell’acciaio doppio stabilizzato DS4
- Prove di corrosione su materiali strutturali ricoperti in piombo stagnante in funzione del tenore di ossigeno
- Prove di corrosione in Pb fluente mediante LECOR
- Preliminary Characterization by the HERO test section
- Completam., validaz. e messa in esercizio impianto VAPORETTO
- Design e specifica tecnica per up-date LIFUS5mod2
- Pre-test Analysis of SGTR event on large scale experimental facility by SIMMER-IV code
- Verifica e validaz. Preliminare sull’accoppiamento del codice RELAP5-3D e il codice di fluidodinamica computazionale ANSYS CFX
- Verifica e validaz. sull’accoppiamento codice di calcolo RELAP5 Mod3.3
- FELMORE‐CATHARE coupling on Salome platform
- Revisione della validazione del codice T H CATHARE2
- Advances in the development of the code FRENETIC
- Specifica tecnica di fornitura e installazione del sistema di recupero del piombo dalla pompa di circolazione dell’impianto HELENA
- Experimental test on the HLM facility NACIE-UP
- Pre-test CFD analysis of the rod bundle experiment in the HLM facility NACIE-UP
- Main process of the solidification facility SOLIDX
- Workshop Tematico LFR-Gen IV
Report 2013
- Studi di sostenibilità volti a massimizzare l'utilizzo del combustibile e a minimizzare le scorie nucleari con i sistemi veloci refrigerati a piombo
- Studi e valutazioni del costo del DEMO LFR ALFRED
- Progettazione di una facility per misure di trasporto neutronico nel reattore TAPIRO
- Valutazione della rappresentatività di esperienze di trasporto neutronico in piombo in una facility collocata nel vano colonna termica del reattore TAPIRO
- Implementation of the GPT Methodology in the Non-Linear Neutron/Nuclide Field in the ERANOS Code
- Ottimizzazione del progetto di nocciolo di ALFRED
- Studi preliminari di tecniche di monitoraggio del nocciolo di ALFRED
- Studio di fattibilità di sonde per la misura dei flussi neutronici di un reattore LFR. Concettualizzazione di test sperimentali preliminari sul reattore TAPIRO
- Rapporto sulla architettura dettagliata ed i componenti di una piattaforma di simulazione ingegneristica per reattori refrigerati al piombo e l'utilizzo di specifici moduli software
- Modeling and Analysis of Nuclear Fuel Pin Behavior for Innovative Lead Cooled FBR
- Development and Validation of an Approach and Numerical Models for Safety Analysis of FBR
- Assessment of the Structural--‐Dynamic Effects Caused by the Core Compaction
- Numerical Analysis Flow Blockage Phenomena in the ALFRED FA: Preliminary Study on Neutronic Feedback
- Studio delle interazioni fra combustibile e refrigerante in sistemi LFR
- Sviluppo di coperture Pack Cementation a base di Al-Fe per la protezione di materiali strutturali operanti in sistemi nucleari refrigerati a piombo
- Studio del comportamento di rivestimenti sottoposti a ciclaggio termico
- Sviluppo di ricoperture per la protezione di materiali strutturali operanti in sistemi nucleari refrigerati a piombo mediante tecniche di ablazione laser
- Report sulla caratterizzazione di materiali strutturali ricoperti per applicazioni nucleari: definizione dei criteri di fallimento dei rivestimenti per deplezione dell'elemento passivante
- Report sulla caratterizzazione delle proprietà meccaniche di ricoperture per applicazioni nucleari
- Report sulla caratterizzazione di rivestimenti mediante prove di irraggiamento con ioni pesanti
- Modellazione dei fenomeni di corrosione/dissoluzione da metallo liquido pesante
- Prove di Creep-Rupture su materiali strutturali ricoperti per applicazioni in sistemi refrigerati a metallo liquido pesante
- Double Stabilized Stainless Steels Procurement
- Rapporto tecnico relativo a studi di fattibilità e prove di fabbricabilità di elementi prototipali per griglie spaziatrici del Fuel Assembly DEMO ALFRED
- Prove di corrosione su materiali strutturali ricoperti in piombo stagnante
- Concettualizzazione di un impianto per il monitoraggio del rateo di corrosione su materiali strutturali operanti in piombo
- Specifica tecnica per upgrade impianto LECOR per prove di corrosione in piombo fluente
- ALFRED-SGBT. Preliminary Characterization by the HERO Test Section
- Studio di fattibilità teorico-sperimentale sull'analisi per la misura di livello di un sistema bifase
- Fornitura coperchio S100 impianto CIRCE per prove a pressione elevata
- Report sull'accoppiamento di codici CFD e codici di sistema
- Validation of the Coupled Calculation Between RELAP5 STH Code and Ansys FLUENT CFD Code
- Integration of the FELMORE Code in the Salome Platform
- Progressi nella validazione del codice T/H CATHARE2 attraverso il benchmark LACANES
- Development of the Neutronic Module and Benchmark and Validation of the Thermal--‐Hydraulic of the FRENETIC Code
- Specifica tecnica di fornitura e installazione del circuito secondario ad acqua in pressione dell'impianto a metallo liquido pesante HELENA
- Specifica tecnica di fornitura e installazione del circuito secondario ad acqua in pressione dell'impianto a metallo liquido pesante NACIE
- Specifica tecnica per la fornitura e installazione della facility SOLIDX
- Raccolta delle lectures del workshop tematico "LFR-Gen IV: stato attuale della tecnologia e prospettive di sviluppo"
Report 2012
- Studi di sostenibilità sui sistemi nucleari refrigerati a piombo
- Utilizzo del reattore TAPIRO a supporto dello sviluppo dei sistemi LFR
- Esperienza GUINEVERE critica con combustibile metallico. Analisi coefficienti di correlazione con MHYRRA
- ALFRED Reactor Evaluation of Multi Temperature Cross Section Sets by Deterministic and Stochastic Methods
- Caratterizzazione neutronica e termo/idraulica del nocciolo di AFRODITE
- Validation of the 1D+2D Thermal-Hydraulic Module of the FRENETIC Code
- Modelli di rilascio dei gas di fissione per combustibili MOX ad elevato burnup
- Validazione e analisi dei gas di fissione in combustibili MOX ad elevato burnup
- Analisi del comportamento del combustibile MOX ad elevato burnup in condizioni di normal operation e DBA
- Qualifica di codici di calcolo dedicati alle analisi di sistema avanzati quando applicati nella simulazione di impianti a metallo liquido
- Determinazione dei parametri di sicurezza del core e dell’andamento del burnup di un reattore veloce refrigerato a metallo liquido
- Analisi di uno scenario di flow-blockage
- Analisi di uno scenario di parziale congelamento del sistema primario
- Studio preliminare di fattibilità di un sistema di simulazione per l'analisi di sicurezza e per la progettazione dei sistemi di controllo di reattori a metallo liquido pesante
- Analisi dei sistemi di strumentazione e controllo previsti in alcuni progetti su reattori al piombo attualmente in sviluppo a livello internazionale
- Messa a punto e sviluppo di metodologie e analisi per la valutazione preliminare del fenomeno della “core compaction”
- Studio sulle tecniche di abbattimento degli off-gas in un reattore LFR
- Studio delle interazioni tra gas di fissione e refrigerante in un reattore LFR
- Processo di pirometallurgia mediante l’impianto pilota Pyrel III
- Tecniche di riprocessamento del combustibile irraggiato per sistemi “adiabatici”
- Report sulla interazione fuel-coolant in sistemi LFR
- Sviluppo di sistemi multilayer per la protezione di materiali strutturali operanti in sistemi nucleari refrigerati a piombo
- Sviluppo di layer per la protezione di materiali strutturali operanti in sistemi nucleari refrigerati a piombo mediante tecniche di ablazione laser
- Report sulla progettazione di prove di irraggiamento con ioni pesanti di coating realizzati mediante ablazione laser
- Installazione e collaudo di una macchina per Detonation Spray
- Messa a punto di prove meccaniche in piombo liquido stagnante per la caratterizzazione di materiali strutturali ricoperti per applicazioni nucleari
- Rapporto tecnico di fine fabbricazione di elementi prototipici del sistema primario dell’LFR
- Implementazione del laboratorio della chimica del piombo
- Implementazione di strutture per la pulizia di grossi componenti operanti in piombo
- Fornitura scambiatore di calore a tubi a baionetta
- CIRCE Experimental Report
- Rapporto di prova e analisi dei risultati ottenuti per la qualifica del prototipo di GV a spirale piana per sistemi LFR
- Accoppiamento di codici CFD e codici di sistema
- Accoppiamento di codici CFD e codici di sistema in sistemi a piscina ed a loop
- Sviluppo codice FEM-LCORE per la simulazione del regime transitorio
- Progetto del circuito secondario ad acqua in pressione dell’impianto a metallo liquido pesante HELENA
- Main Process for the Logical Control of the HELENA Loop
- Progetto del circuito secondario ad acqua in pressione dell’impianto a metallo liquido pesante HELENA
- Up-grade impianto a metallo liquido NACIE