CIRTEN. Consorzio Interuniversitario per la Ricerca Tecnologica Nucleare. AdP MSE-ENEA Ricerca di Sistema Elettrico PAR 2011

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1 CIRTEN Consorzio Interuniversitario per la Ricerca Tecnologica Nucleare AdP MSE-ENEA Ricerca di Sistema Elettrico PAR 2 Progetto.3.: Nuovo nucleare da fissione: collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare. G. Forasassi Presidente del Consorzio Interuniversitario CIRTEN ENEA sede Novembre 22, Roma.

2 Accordo di Programma MSE-ENEA Il ruolo del CIRTEN: Principale Collaboratore nelle attività di programmazione tecnico-scientifica del PAR 2-Progetto.3.. LP - Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionale: 9 doc. LP 2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari: 2 doc. LP 3- Reattori di IV Generazione: 6 doc. 2

3 Attività tecnico-scientifiche LP LP.A2: Studi di Scenario LP.B: Analisi incidentali deterministiche e utilizzo di simulatori di impianto a supporto delle verifiche di sicurezza LP.B2: Accordo con CEA- Prosecuzione collab. nel campo della progettazione impiantistica nucleare LP.B3: Collaborazioni Internazionali per studi su SMR LP.C2: Prosecuzione partecipazione a comitati e gruppi internazionali (AIEA, OECD- NEA, GIF, IFNEC ecc.) LP.C3: Partecipazione allo OECD-Halden Reactor Project LP.D2: Dati nucleari per la chiusura ciclo del combustibile (NEA, CERN) documenti prodotti 3

4 Attività tecnico-scientifiche LP 2 LP2.A.2: Metodi e codici per analisi di neutronica LP2.A.3: Piattaforme di calcolo avanzate per la termoidraulica LP2.A.4: Metodi e codici per l'analisi di incidenti severi LP2.B.: Ident. ed analisi di possibili sequenze incidentali severe con possibile rilascio all'ambiente esterno LP2.B.2: Valutaz. risposta sistemi attivi e passivi a fronte di sequenze incidentali rilevanti ai fini della sicurezza LP2.B.3: Valutazione del comportamento incidentale di impianti evolutivi (SMR) LP2.C.: Proget. simulatori incidentali per sistemi integrati di gestione incidenti nucleari LP2.C.2: Progettazione di simulatori ingegneristici avanzati per reattori LWR evolutivi LP2.D.2: Prove sperim. e verifiche analitiche su componenti critici per la simulazione di SMR LP2.D.3: Sviluppo strumentazione speciale per impianti sperimentali LP2.D.4: Adeguamento dello SPES2 per prove di sicurezza LP2.E.: Performance Assessment di depositi superficiali e geologici per il confinamento di rifiuti radioattivi LP2.E.2: Monitoraggio dei depositi di rifiuti radioattivi nella fase di sorveglianza istituzionale. LP2.E.3: Caratterizzazione dei rifiuti radioattivi LP2.E.4: Tecniche innovative di trattamento, condizionamento e stoccaggio dei rifiuti radioattivi 2 documenti prodotti 4

5 Attività tecnico-scientifiche LP 3 LP3.A: Sviluppo e validazione modelli di calcolo per la neutronica e la cinetica di nocciolo LFR LP3.A2: Sviluppo e validazione di codici per la termoidraulica di sistemi LFR LP3.A3: Concettualizzazione del DEMO LFR LP3.A4: Reinterpretazione campagne sperimentali TAPIRO in appoggio alla progettazione dei sistemi LFR LP3.C: Implementazione laboratorio termoidraulica dei metalli liquidi LP3.C3: Qualifica sistema DHR per impianti LFR LP3.C4: Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-grade impianto NACIE LP3.D2: Fuel Cladding - Coolant Interaction LP3.D3: Rilascio e migrazione dei prodotti di fissione nei sistemi LFR LP3.D4: Analisi scenari incidentali su sistemi LFR 6 documenti prodotti 5

6 LP-Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionale Collaborazioni Intl. per studi su SMR- CIRTEN POLIMI Studi di Scenario: impatto dell energia nucleare su sostenibilità ed economicità per varie opzioni di mix energetici, studio delle variabili macroscopiche energetico-ambientali CIRTEN-POLIMI Schema Metodologia INPRO: Principi base, Requisiti e Criteri CIRTEN-POLIMI Dati nucleari per la chiusura ciclo del combustibile: rivisitazione critica e riprogettazione dell esperienza di irraggiamento neutronico di campioni di 24Am, indirizzate verso spettri veloci CIRTEN-POLIMI Prosecuzione partecipazione a comitati e gruppi internazionali (AIEA-SMR platform, SNETP- sustainble nuclear energy TP, Nugenia afferente la Gen. II/III, IFNEC- Int. Framework for Nuclear Energy Cooperation, IGD-TP - depositi geologici ecc.)

7 EC LP-Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionale Analisi incidentali deterministiche e utilizzo di simulatori di impianto a supporto delle verifiche di sicurezza CIRTEN-UNIPA E stato considerato l incidente Station Blackout (tipo Fukushima) per un PWR di taglia e caratteristiche simili a un EPR. Il tempo di analisi di 3 min. è quello minimo previsto per l'intervento dei generatori diesel destinati alla mitigazione dello SBO. Progettazione neutronica e termofluidodinamica di canali sperimentali di reattori di ricerca CIRTEN-UNIBO Profilo di temperatura del GV Vessel 3D nodalizzazione dettagliata con codice TRACE e sistema di interfaccia SNAP Andamento della reattività Normal Shutdown antireactivity injection Normal Shutdown power transient

8 LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari Progettazione di simulatori ingegneristici avanzati per reattori LWR evolutivi CIRTEN-POLIMI Comportamento di miscele bifase in generatori di vapore a tubi elicoidali con diverse geometrie ed in soluzioni alternative CIRTEN-POLIMI 9 Comparison of friction models x = x =. x =.2 N sub Homogeneous Jones Lockhart-Martinelli Friedel Guo (hel) Modified L-M [Eq.()] (hel) N pch Studi di sicurezza sugli impianti nucleari CIRTEN-UNIPA Sono svolte analisi preliminari per investigare l'adeguatezza dell'impianto alla realizzazione di prove sperimentali simulanti incidenti tipo Fukushima AP-6 SPES-2 SPES-2-Modello TRACE

9 LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari Prove sperimentale e verifiche analitiche su componenti critici per la simulazione di SMR CIRTEN- UNIPI Sono state eseguite analisi di pre-test del circuito idraulico, con il codice RELAP5, per verificare che la pressione di esercizio non fosse superiore al valore della pressione di progetto (.5 barg). E stata eseguita una prima campagna sperimentale (6 prove di miscelamento termico) sulla sezione di prova in scala :5 che riproduce il downcomer e lower plenum di uno SMR, con lo scopo di validare i codici CDF usati per le analisi di sicurezza di tali reattori (SMRs). Le perturbazioni della concentrazione di boro sono state investigate attraverso le perturbazioni del campo di temperatura. Linee di flusso colorate secondo il modulo della velocità Test I (t = 4 s) Le analisi condotte hanno permesso di individuare le zone con gradienti più significativi per il posizionamento della strumentazione di acquisizione. Distribuzione della temperatura sul piano di simmetria Test I (t = 4 s) Temperature [ C] Start of the cold water injection from the DVI2 TC-F TC-DVI2 Flow rate Time [s] Andamento temporale della portata e della temperatura (Test ) Flow rate [l/min]

10 LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari Metodi e codici per analisi di neutronica: calcoli per la determinazione della composizione isotopica del combustibile di un pwr da 9 MWe al variare del bruciamento- CIRTEN-UNIBO Codici di calcolo per studi di sicurezza: Benchmark di validazione dell esperimento PHEBUS FPT3 con i codici MELCOR 2. e ASTEC 2.2 CIRTEN-UNIBO Valutazione del comportamento incidentale di impianti evolutivi (SMR) CIRTEN-UNIPI! E stato analizzato preliminarmente l effetto di impatto delle onde, rappresentate in termini di pressione, sulla parete di un S. di contenimento esterno di un reattore SMR. Il valore della pressione dinamica e statica esercitata dalle onde: P max = C p wd s +. γ 2γ d w s Le tensioni ( 3 MPa), nel caso di onda alta 2 m, indicano che le pareti del Contenimento esterno iniziano a subire fenomeni di danneggiamento locale.

11 LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari Performance Assessment di depositi superficiali e geologici per il confinamento di rifiuti radioattivi CIRTEN- UNIPI Schema di un deposito superficiale tipo El Cabril Impatto Boeing 747 2,E+7 Andamento delle tensioni nella zona di impatto Von Mises stress (Pa),5E+7,E+7 5,E+6,E+,5,,5,2,25,3,35 Time (s) Le tensioni indicano che le pareti del deposito esterno subiscono fenomeni di penetrazione e scabbing; lontano dalla zona di impatto l integrità della struttura è garantita.

12 Fuel_OUT Pb_ext LP3- Reattori di IV generazione Condizionamento di rifiuti radioattivi in matrici vetro-ceramiche e studio delle interazioni rifiuto-terreno CIRTEN-POLIMI Nuova concettualizzazione del nocciolo di DEMO-LFR: progetto preliminare neutronico, termoidraulico and termomeccanico - CIRTEN-POLIMI Studio preliminare dell interazione Fuel-Coolant in Reattori LFR: applicazione di un codice di calcolo CIRTEN-POLIMI Sviluppo e validazione di modelli di calcolo per la neutronica e la cinetica di nocciolo di LFR CIRTEN-UNIROMA Top Assembly Plenum_sup UO2_sup B4C_7% B4C_7%_Plenum Si ha una buona correlazione (.8) fra GUINEVERE e ELSY per quanto afferente gli effetti di reattività relativi a variazioni della sez. d urto di cattura U 238, mentre il coeff. grado di vuoto del refrigerante si limita a.39, ciò a causa delle dimensioni diverse del nocciolo. Fuel_INN Fuel_INT UO2_inf Plenum_inf Foot Assembly

13 Fast REactorNEutronics/Thermal-hydraulics CIRTEN-POLITO LP3- Reattori di IV generazione Thermal Hydraulic model NEutronic model Molten Pb (coolant) Full core TH analysis D axial analysis along each closed assembly (z) mass/momentum/en ergy eqz in Pb + heat + conduction in pin 2D interassembly (xy) coupling (weak) Outlet T radial distribution in a smooth pipe with r out = r core, laminar flow and prescribed wall heat flux Fast neutron dynamics 3D NE analysis 2D conformal Temp. maps mapping applied to hexagonal geometry (coarse TISC platform mesh approach) + Power map D sine shape imposed on the flux along the axis (buckling term to account for axial neutron losses) Neutron flux radial distribution in an isothermal cylindrical bare reactor of infinite height Criticality search test: k eff while T negative feedback xy coupling validation against analytical results for different nodes (hexagons) in the computed solution

14 Qualifica sistema DHR per impianti LFR CIRTEN-UNIPI LP3- Reattori di IV generazione L analisi di pre-test del WA-DHR (test section istallata sulla facility CIRCE (simulazione di PLOHS + LOF ) è stata eseguita accoppiando RELAP5-FLUENT con modello di accoppiamento One-Way (Potenza termica asportata dall HX e portata di LBE nell HS implementate su FLUENT calcolate da precedenti calcoli RELAP5) Temperature [ C] Position [m] Line A Line H Line I Temperature [ C] t = s t = hours t = 2 hours t = 3 hours t = 2 hours x coordinate [m] HX ICE test section con DHR Andamento verticale della temperatura nella regione della pool (misurato & calcolato) Dominio geometrico 2D DHR FPS Il 94% del flusso totale di LBE imposto nella sezione di ingresso attraversa il canale del lato primario del DHR. Il sistema è in grado di rimuovere 4 kw del calore prodotto nell FPS. Ris er FP S H X DHR Numero totale di celle,, Modello di turbolenza K-e+Two Layer Model

15 LP3- Reattori di IV generazione Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: upgrade impianto NACIE CIRTEN-UNIPI-ENEA Sono state eseguite analisdi termo-fluidodinamiche di pre-test della facility NACIE, costruita presso ENEA Brasimone, nella nuova configurazione dello scambiatore di calore e dell heater system. E stato usato il codice di sistema RELAP5/Mod3.3 per analizzare il comportamento del fuel bundle con filo avvolto sulle barrette, rilevante per lo studio della facility MYRRHA (scambio termico e cadute di pressione). Inoltre, su una configurazione semplificata del circuito NACIE, è stata eseguita una procedura di accoppiamento tra il codice RELAP5 ed il Fluent Una prima serie di simulazioni (Test NAT) sono state eseguite per predire la portata massima di LBE che viene a instaurarsi in NACIE per differenti valori di potenza dell HS Temperature Difference HS [ C] Q 3 =32.5 kw K v [-] Time [s] T HS MFR Portata di LBE all interno del loop di NACIE e relativo T HS (Test VAL-3) Mass Flow Rate [kg/s] Nodalizzazione RELAP5 di NACIE L analisi comparativa preliminare tra le simulazioni eseguite con l accoppiamento dei codici RELAP5-Fluent, con quelle ottenute con il solo RELAP5 mostrano un buon accordo tra i risultati.

16 J-85 K=.5 J-23 J-27 J-83 k= J-87 J-57 K= TDPVOL 2 TDPVOL J-5 Pipe J-25 Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-grade impianto NACIE CIRTEN-UNIPI-ENEA 7.5 m TDPVOL 699 Tmdpjun 65 TDPVOL m 3.9 m.8 m 8 HX2 86 HX m 2 6 Reference junction for flowrate data needed for inlet Fluent b.c. 2. m TDPVOL 32 Br 5 An. P An. P Pipe 2 Reference cell for pressure data needed for Fluent outlet b.c. 3 Expansion Vessel.765 m Tmdpjun 45 Tmdpjun 5 Part of the nodalization of the primary loop used for RELAP5 code in the coupled simulations Accoppiamento Fluent-RELAP5 TDPVOL (Ar) 4.5 m.25 m Reference cell for temperaure data needed for inlet Fluent b.c. Reference section for flowrate and temperaure data needed for RELAP5 inlet b.c..3 m Reference section for pressure data needed for RELAP5 outlet b.c. Pipe used for Fluent code in the coupled simulations La sequenza di calcolo con accoppiamento esplicito fra i due codici prevede che all avanzare del codice Fluent (master code) di uno step il codice RELAP5 (slave code) avanza dello stesso time step. LP3- Reattori di IV generazione LBE flow rate [kg/s] Reference section for RELAP5 inlet b.c. data Reference section for RELAP5 outlet b.c. data x Inlet section Outlet section.3 m RELAP+Fluent RELAP Time [s] Portata di LBE vs. tempo (ULOF test) Temperature [ C] START RELAP5 CALCULATION TO FIND INITIAL STEADY STATE CONDITIONS EXECUTE TIME STEP OF FLUENT TRANSIENT CALCULATIONS END OF THE FLUENT TIME STEP WRITE FLUENT RESULTS NEEDED AS B.C. FOR RELAP5 EXECUTE RELAP5 TRANSIENT CALCULATIONS FOR TIME STEP END OF TRANSIENT? Yes END OF RUN No WRITE RELAP5 RESULTS NEEDED AS B.C. FOR FLUENT Schema di accoppiamento RELAP5-Fluent RELAP+Fluent (HS-out) RELAP (HS-out) RELAP+Fluent (HS-in) RELAP (HS-in) Time [s] Temperatura in ingresso e uscita vs. tempo nell HS (ULOF)

17 Attività in supporto dello studio dello SGTR con tubi a baionetta 5 TMDVOL 75 tmdjun P I P E node.5m per node node.2m per node T 9 HS T 9 5 sngl-jun 2 Branch 5 nodes P I P E 5 nodes 5 nodes,.5m per node 5 nodes,.5m per node 5 nodes,.335m per node 3 TMDVOL T 9 diamond HS T 9 LP3- Reattori di IV generazione Design of the Heavy liquid metal pressurized water cooled tube (HERO) facility Thermal insulating materials selection Calculations in support to HERO design P I P E 4 5 nodes 5 Branch 6 38 Branch in 37 Branch in in A I S I Branch HS 4 35 TMDVOL 36 Branch A I S I 3 4 in in 66 Branch P I P E 8 5 nodes 75 Branch Nodalizzazione RELAP5 del SG con tubi a baionetta 7 HS 7 A I S I 3 4 Power 999 Twg Void fraction [/] Twg Single-phase liquid convection, subcooled wall, low void fractions Condensation when the void is less than one Single-phase liquid convection at supercritical pressure Single-phase vapor convection HTC 5 4 Twg Tube length [m] Feedwater tube outer wall Mist pre-chf flow Mist post-chf flow Mist flow Annular mist flow Slug flow Bubbly flow Tube length [m] Annular riser flow regimes -2-4 Subcooled nucleate boiling Saturated transition boiling Single-phase vapor convection HTC Twg Saturated nucleate boiling Saturated film boiling Tube length [m] Annular riser outer inner wall HTC [W/m^2K] HTC [W/m^2K]

18 LP3- Reattori di IV generazione Sviluppo e validazione di codici per la termoidraulica di sistemi LFR CIRTEN-UNIBO L attività ha previsto: Miglioramento dei moduli D/3D porosi Implementazione di modelli di turbolenza in mezzi porosi Parallelizzazione del codice con GPU e CPU (PETSC) Implementazione di una interfaccia grafica (GUI) Calcoli di bloccaggio Distribuzione combustibile core Distribuzione temperatura Reinterpretazione campagne sperimentali TAPIRO in appoggio alla progettazione dei sistemi LFR - CIRTEN-UNIROMA Un modello dettagliato del reattore TAPIRO è stato implementato in MCNPX per riprodurre la configurazione sperimentale su cui sono state eseguite le misurazioni. Dal confronto fra i dati (neutron flux intensity, spettro neutronico, reaction rates) nel canale di irraggiamento si è osservato un buon accordo fra numerico e sperimentale

19 LP3- Reattori di IV Generazione Analisi scenari incidentali su sistemi LFR CIRTEN-UNIPI Il fenomeno dell Interazione Fluido-Struttura indotto dalle sollecitazioni dinamiche da sisma è stato analizzato considerando l influenza degli isolatori (fi =.5 Hz) utilizzando un codice di dinamica interattiva Accelerazioni iniziali per un beyond design earthquake (solo Ax usata nelle analisi preliminari) 6 Accel. orizzontale propagata tramite l ancoraggio del SV Acceleration (m/s 2 ) Time (s) Ax Az Avert 2,5E+8 modelli FEM dell Edificio esterno e RV 2,E+8 Stress (Pa),5E+8,E+8 5,E+7,E Time (s) L andamento delle tensioni non risente delle vibrazioni Pressione idrodinamica il buckling dinamico degli internals è evitato

20 Analisi scenari incidentali su sistemi LFR CIRTEN-UNIPI E stato studiata la dispersione del combustibile in un reattore di tipo LFR (MYRRHA FASTEF reactor) implementando un modello bidimensionale con simmetria cilindrica con un numero di celle 38x89 LP3- Reattori di IV Generazione MYRRHA FASTEF e modello SIMMER-III Velocità LBE Cond. stazionarie Profilo assiale di temperatura nella seconda corona circolare Stazionario: I risultati evidenziano una stratificazione termica del LBE nella regione dell upper plenum; La velocità del LBE nella parte interna al core è.7 m/s mentre nel PHX è.84 m/s; Il flusso totale nel core calcolato è 877 kg/s Transitorio: Un transitorio (ULOF) è stato simulato con SIMMER-III al fine di verificare la corretta funzionalità del modello. I risultati sono stati confrontati con quelli ottenuti attraverso l uso di RELAP5. La dispersione del combustibile è stata simulata sia nel caso di circolazione naturale che forzata.

21 LP3- Reattori di IV generazione Safety Assessment e Monitoraggio Ambientale CIRTEN-POLITO HYDRUS-D AMBER I codici di calcolo (HYDRUS-D, AMBER, PHREEQC, ecc.) per lo studio del trasporto dei radionuclidi sono un utile supporto alle attività di Safety Assessment e Monitoraggio Ambientale di un deposito di RWs (definizione dati di input, prestazioni funzionali in fase di sorveglianza, ecc) Lo studio di fattibilità di una apparecchiatura sperimentale (camera di misura e circuito di prova) per la caratterizzazione del rilascio e migrazione dei prodotti di fissione in un LFR ha lo scopo di: ) caratterizzare i rilasci gassosi, e.g. rateo di rilascio e composizione da pastiglie cilindriche di materiale ceramico; 2) misurare la permeazione (tasso di permeazione e composizione) dei prodotti gassosi attraverso le pareti (guaina); 3) Prove di funzionamento a regime di tipo isotermo con caratterizzazione della permeazione e corrosione.