CIRTENConsorzio Interuniversitario per la Ricerca Tecnologica Nucleare

G. ForasassiPresidente del Consorzio Interuniversitario CIRTEN

ENEA sede 28-29 Novembre 2012, Roma.

AdP MSE-ENEA “Ricerca di Sistema Elettrico” PAR 2011

Progetto 1.3.1: Nuovo nucleare da fissione: collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare.

22

Il ruolo del CIRTEN: Il ruolo del CIRTEN:

Principale Collaboratore nelle attività di programmazione tecnico-scientifica del PAR 2011-Progetto 1.3.1.

Accordo di Programma MSE-ENEA

LP 1- Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionale: 9 doc.LP 2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari: 20 doc.LP 3- Reattori di IV Generazione: 16 doc.

3

LP1.A2: Studi di ScenarioLP1.B1: Analisi incidentali deterministiche e utilizzo di simulatori di impianto a supporto delle verifiche di sicurezzaLP1.B2: Accordo con CEA- Prosecuzione collab. nel campo della progettazione impiantistica nucleare LP1.B3: Collaborazioni Internazionali per studi su SMR LP1.C2: Prosecuzione partecipazione a comitati e gruppi internazionali (AIEA , OECD-NEA, GIF, IFNEC ecc.)LP1.C3: Partecipazione allo OECD-Halden Reactor ProjectLP1.D2: Dati nucleari per la chiusura ciclo del combustibile (NEA, CERN)

Attività tecnico-scientifiche LP 1

10 documenti prodotti

4

Attività tecnico-scientifiche LP 2LP2.A.2: Metodi e codici per analisi di neutronicaLP2.A.3: Piattaforme di calcolo avanzate per la termoidraulicaLP2.A.4: Metodi e codici per l'analisi di incidenti severiLP2.B.1: Ident. ed analisi di possibili sequenze incidentali severe con possibile rilascio all'ambiente esternoLP2.B.2: Valutaz. risposta sistemi attivi e passivi a fronte di sequenze incidentali rilevanti ai fini della sicurezzaLP2.B.3: Valutazione del comportamento incidentale di impianti evolutivi (SMR)LP2.C.1: Proget. simulatori incidentali per sistemi integrati di gestione incidenti nucleariLP2.C.2: Progettazione di simulatori ingegneristici avanzati per reattori LWR evolutiviLP2.D.2: Prove sperim. e verifiche analitiche su componenti critici per la simulazione di SMRLP2.D.3: Sviluppo strumentazione speciale per impianti sperimentaliLP2.D.4: Adeguamento dello SPES2 per prove di sicurezzaLP2.E.1: Performance Assessment di depositi superficiali e geologici per il confinamento di rifiuti radioattiviLP2.E.2: Monitoraggio dei depositi di rifiuti radioattivi nella fase di sorveglianza istituzionale.LP2.E.3: Caratterizzazione dei rifiuti radioattiviLP2.E.4: Tecniche innovative di trattamento, condizionamento e stoccaggio dei rifiuti radioattivi

20 documenti prodotti

5

Attività tecnico-scientifiche LP 3

LP3.A1: 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 LFRLP3.A3: Concettualizzazione del DEMO LFRLP3.A4: Reinterpretazione campagne sperimentali TAPIRO in appoggio alla progettazione dei sistemi LFRLP3.C1: Implementazione laboratorio termoidraulica dei metalli liquidiLP3.C3: Qualifica sistema DHR per impianti LFRLP3.C4: Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-gradeimpianto NACIELP3.D2: Fuel – Cladding - Coolant InteractionLP3.D3: Rilascio e migrazione dei prodotti di fissione nei sistemi LFRLP3.D4: Analisi scenari incidentali su sistemi LFR

16 documenti prodotti

LP1-Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionale

Collaborazioni Intl. per studi su SMR-

CIRTEN POLIMI

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

Schema Metodologia INPRO: Principi base, Requisiti e Criteri

CIRTEN-POLIMI

Studi di Scenario: impatto dell’energia nucleare su

sostenibilità ed economicitàper varie opzioni di mix energetici, studio delle

variabili macroscopiche energetico-ambientali

CIRTEN-POLIMI

Dati nucleari per la chiusura ciclo del combustibile: rivisitazione critica e ri-

progettazione dell’esperienza di irraggiamento neutronico di campioni di 241Am, indirizzate

verso spettri velociCIRTEN-POLIMI

Prosecuzione partecipazione a comitati e gruppi

internazionali (AIEA-SMR platform , SNETP- sustainblenuclear energy TP, Nugeniaafferente la Gen. II/III, IFNEC-Int. Framework for Nuclear

Energy Cooperation , IGD-TP -depositi geologici ecc.)

Profilo di temperatura del GV

Andamento della reattività

Vessel 3D

LP1-Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionaleATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

“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 30 min. èquello minimo previsto per l'intervento dei generatori diesel destinati alla mitigazione dello SBO.

nodalizzazione dettagliata con codice TRACE e sistema

di interfaccia SNAP

Normal Shutdown antireactivity injection Normal Shutdown power transient

EC

Progettazione neutronica e termofluidodinamica di canali

sperimentali di reattori di ricercaCIRTEN-UNIBO

LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleariATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

0 5 10 15 20 25 30

Nsu

b

Npch

Comparison of friction models

HomogeneousJonesLockhart-MartinelliFriedelGuo (hel)Modified L-M [Eq.(11)] (hel)

x = 0 x = 0.1x = 0.2

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 alternativeCIRTEN-POLIMI

AP-600 SPES-2 SPES-2-Modello TRACE

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

E’ stata eseguita una prima campagna sperimentale (6 prove di miscelamentotermico) sulla sezione di prova in scala 1:5 che riproduce il downcomer e lowerplenum di uno SMR, con lo scopo di validare i codici CDF usati per le analisi di sicurezza di tali reattori (SMRs).

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 (0.5 barg).

Distribuzione della temperatura sul piano di simmetria Test I (t =

40 s)

Linee di flusso colorate secondo il modulo della velocità Test I (t = 40 s)

Le perturbazioni della concentrazione di boro sono state investigate attraverso le perturbazioni del campo di temperatura.

Andamento temporale della portata e della temperatura (Test 1)

Le analisi condotte hanno permesso di individuare le zone con gradienti piùsignificativi per il

posizionamento della strumentazione di

acquisizione.0

10

20

30

40

50

60

70

26

30

34

38

42

46

50

4100 4200 4300 4400 4500 4600 4700 4800

Flow

rate

[l/m

in]

Tem

pera

ture

[°C]

Time [s]

TC-FTC-DVI2Flow rateStart of the cold 

water injection from the DVI2

Prove sperimentale e verifiche analitiche su componenti critici per la simulazione di SMR

CIRTEN- UNIPI

LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleariATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari

Valutazione del comportamento incidentale di impianti evolutivi (SMR)

CIRTEN-UNIPI

Le tensioni (≈30 MPa), nel caso di onda alta 20 m, indicano che le pareti del

Contenimento esterno iniziano a subire fenomeni di danneggiamento locale.

Metodi e codici per analisi di neutronica: calcoli per la

determinazione della composizione isotopica del

combustibile di un pwr da 900 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 2.1 e ASTEC 2.2

CIRTEN-UNIBO

swswp ddCP γγ 2.1max +=Il valore della pressione dinamica e statica esercitata dalle onde:

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.

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari

Schema di un deposito superficiale tipo El Cabril

0,00E+00

5,00E+06

1,00E+07

1,50E+07

2,00E+07

0 0,05 0,1 0,15 0,2 0,25 0,3 0,35

Time (s)

Von

Mis

es s

tres

s (P

a)

Andamento delle tensioni nella

zona di impatto

Impatto Boeing 747

Performance Assessment di depositi superficiali e geologici per il

confinamento di rifiuti radioattiviCIRTEN- UNIPI

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.

Condizionamento di rifiuti radioattivi in matrici vetro-ceramiche e studio

delle interazioni rifiuto-terrenoCIRTEN-POLIMI

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione

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 calcoloCIRTEN-POLIMI

Foot Assembly

Top Assembly

Plenum_sup

Plenum_inf

Pb_ext

Fuel_INN Fuel_INT

Fuel _OU

T

B4C

_70%B

4C_70%

_Pl enum

UO2_inf

UO2_sup

Sviluppo e validazione di modelli di calcolo per la neutronica e la cinetica di nocciolo di LFR

CIRTEN-UNIROMA1

Si ha una buona correlazione (0.81) fra GUINEVERE e ELSY per quanto afferente gli effetti di reattività relativi a variazioni della sez. d’urto di cattura U238, mentre il coeff. grado di vuoto del refrigerante si limita a 0.39, ciò a causa delle dimensioni diverse del nocciolo.

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione

Fast REactorNEutronics/Thermal-hydraulicsCIRTEN-POLITO

1D axial analysisalong each closedassembly (z)mass/momentum/energy eqz in Pb +heat conduction in pin

TISC® platform

Temp. maps

Power map

• Molten Pb (coolant)Full core TH analysis

• Fast neutron dynamics3D NE analysis

2D inter-assembly(xy) coupling(weak)

+

2D conformalmapping appliedto hexagonalgeometry (coarsemesh approach)

1D sine shape imposed on the flux along the axis (buckling term to account for axial neutron losses)

+

NEutronic modelThermal Hydraulic model

Criticality search test: keff ↓while T ↑ negative feedback

Outlet T radial distribution in a smooth pipe with rout = rcore, laminar flow and prescribed wall heat flux

Neutron flux radial distribution in an isothermal cylindrical bare

reactor of infinite height

xy coupling validationagainst analytical results

for different nodes(hexagons) in the

computed solution

Dominiogeometrico 2D

DHR

HX

FPS

HX

Riser

DHRFPS

ICE test section con

DHR

Numero totale di celle ≈ 1,000,000Modello di turbolenza K-e+Two Layer Model

0 1 2 3 4 5 6 7270

275

280

285

290

295

300

305

310

315

320

t = 1000 s t = 1 hours t = 2 hours t = 3 hours t = 20 hours

Tem

pera

ture

[°C

]

x coordinate [m]0 1 2 3 4 5 6 7

320

325

330

335

340

345

350

355

360

365

370

Position [m]

Tem

pera

ture

[°C

]

Line ALine HLine I

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 40 kW del calore prodotto nell’FPS.

Andamento verticale della temperatura nella regione della pool (misurato & calcolato)

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)

Qualifica sistema DHR per impianti LFRCIRTEN-UNIPI

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione

Nodalizzazione RELAP5 di NACIE

0 10000 20000 30000 40000 50000 600000

20406080

100120140160180200220240260280300320340360

Q3=32.5 kW

Kv [-] 100 500 1300 2800 5000 10000

Tem

pera

ture

Diff

eren

ce H

S [°

C]

Time [s]

∆THS

MFR

0.00.20.40.60.81.01.21.41.61.82.02.22.42.62.83.03.23.43.6

Mas

s Flo

w R

ate

[kg/

s]

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

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.Portata di LBE all’interno del loop diNACIE e relativo ∆THS (Test VAL-3)

Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-grade impianto NACIE CIRTEN-UNIPI-ENEA

Sono state eseguite analisdi termo-fluidodinamiche di pre-test della facilityNACIE, 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

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione

Pipe 100

J-157K=2.2

Tmdpjun 615

125

130

160170

180

HX1

190

200

210

Tmdpjun 405

7.5 m

J-187

J-185K=0.5

J-105

P146

P148

Br 150An.152

An.156

TDPVOL 320

Expansion Vessel

0.765 m

HX2

186

J-183

k=1

686 0.3 m

TDPVOL 610

TDPVOL 699

1.25 m

206

3.9 m

0.8 m

J-215J-207

J-203

1.0 m

TDPVOL110

TDPVOL112

Tmdpjun115

1.25 m

Pipe 120

TDPVOL (Ar) 410

0.05 m

Pipe used for Fluent codein the coupled simulations

1.3 mReference cell

for pressure data needed for Fluent outlet b.c.

Reference junctionfor flowrate data needed

for inlet Fluent b.c.

Reference sectionfor pressure data neededfor RELAP5 outlet b.c.

Reference sectionfor flowrate andtemperaure data neededfor RELAP5 inlet b.c.

Part of the nodalization of the primary loop used for RELAP5 code in the coupled simulations

Reference cellfor temperaure dataneeded for inlet Fluent b.c.

Inlet section

1.3 m

Outlet section

Reference section for RELAP5 inlet b.c. data

Reference section for RELAP5 outlet b.c. data

x

250

275

300

325

350

375

400

0 200 400 600 800 1000

Tem

pera

ture

[°C]

Time [s]

RELAP+Fluent (HS-out)RELAP (HS-out)RELAP+Fluent (HS-in)RELAP (HS-in)

0

1

2

3

4

5

6

0 200 400 600 800 1000

LBE

flow

rate

[kg/

s]

Time [s]

RELAP+Fluent

RELAP

Portata di LBE vs. tempo (ULOF test)

 

EXECUTE 1 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 1 TIME STEP 

END OF TRANSIENT ? 

WRITE RELAP5 RESULTS NEEDED AS B.C. FOR FLUENT 

END OFRUN

Yes 

No 

START RELAP5 CALCULATION TO FIND INITIAL STEADY STATE CONDITIONS

Temperatura in ingresso e uscita vs. tempo nell’ HS (ULOF)

AccoppiamentoFluent-RELAP5

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.

Schema di accoppiamento RELAP5-Fluent

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione

Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-grade

impianto NACIE CIRTEN-UNIPI-ENEA

17

0

1

E

P

0

I

1

1

E

P

05

nodes

I

P P

5 nodes

4

1

E

P

I

05

nodes

P

T91

T91

diamond

050 TMDVOL

075tmdjun

105 sngl-jun

130 TMDVOL

120Branch

150Branch

HS1110

T91

T91

165Branch

7

1

0

8

1

E

P

I

05

nodes

P

136Branch

175Branch

AISI

304

AISI

304

166Branch

137Branch

138Branch

AISI 304

135 TMDVOL

HS1100

inin

in in

in

HS1140

HS1170

Power 999

6

1

0

5 nodes, 0.15m per node

5 nodes, 0.15m per node

5 nodes, 0.335m per node

1 node 0.15m per node

1 node 0.20m per node

Attività in supporto dello studio dello SGTR con tubi a baionetta

Design of the Heavy liquid mEtal – pRessurized water cOoled tube (HERO) facilityThermal insulating materials selectionCalculations in support to HERO design

ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione

Nodalizzazione RELAP5 del SG con tubi a baionetta

0100002000030000400005000060000

-5

0

5

10

15

20

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

HTC

[W/m

^2K]

∆Twg

Tube length [m]

Single-phase liquid convection, subcooled wall, low void fractionsCondensation when the void is less than oneSingle-phase liquid convection at supercritical pressureSingle-phase vapor convection

HTC∆Twg

Feedwater‐tube outer wall

0

0.2

0.4

0.6

0.8

1

1.2

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10Void

frac

tion [

/]Tube length [m]

Mist pre-CHF flow Mist post-CHF flow Mist flowAnnular mist flow Slug flow Bubbly flow

Annular riser flow regimes

0

20000

40000

60000

80000

100000

-60

-40

-20

0

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

HTC

[W/m

^2K]

∆Twg

Tube length [m]

Subcooled nucleate boiling Saturated nucleate boilingSaturated transition boiling Saturated film boilingSingle-phase vapor convection

HTC∆Twg

Annular riser outer  inner wall

Reinterpretazione campagne sperimentali TAPIRO in appoggio alla progettazione

dei sistemi LFR - CIRTEN-UNIROMA1

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, reactionrates) nel canale di irraggiamento si è osservato un

buon accordo fra numerico e sperimentale

Distribuzione combustibile core Distribuzione temperatura

L’attività ha previsto:

Miglioramento dei moduli 1D/3D porosiImplementazione di modelli di turbolenza in mezzi porosiParallelizzazione del codice con GPU e CPU (PETSC) Implementazione di una interfaccia grafica (GUI)Calcoli di bloccaggio

LP3- Reattori di IV generazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

Sviluppo e validazione di codici per la termoidraulica di sistemi LFR

CIRTEN-UNIBO

LP3- Reattori di IV GenerazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

Accelerazioni iniziali per un “beyond design earthquake” (solo Ax usata nelle analisi preliminari)

-6

-4

-2

0

2

4

6

0 4 8 12 16 20 24Time (s)

Acce

lera

tion

(m/s

2 )

Ax Az Avert

0,0E+00

5,0E+07

1,0E+08

1,5E+08

2,0E+08

2,5E+08

0 2 4 6 8 10Time (s)

Stre

ss (P

a)

L’andamento delle tensioninon risente delle vibrazioni

Pressione idrodinamicail buckling dinamico

degli internals è evitato

Accel. orizzontale propagata tramite

l’ancoraggio del SV

modelli FEM dell’Edificio esterno e

RV

Il fenomeno dell’Interazione Fluido-Struttura indotto dalle sollecitazioni dinamiche da sisma è stato analizzato considerando l’influenza degli isolatori (fi = 0.5 Hz) utilizzando un codice di dinamica interattiva

Analisi scenari incidentali su sistemi LFR

CIRTEN-UNIPI

MYRRHA FASTEF e modello SIMMER-III

Velocità LBE Cond.stazionarie

Profilo assiale di temperaturanella seconda corona circolare

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.

Stazionario:I risultati evidenziano una stratificazione termica del LBE nella regione dell’upper plenum;La velocità del LBE nella parte interna al core è ≈ 1.70 m/s mentre nel PHX è ≈ 0.84 m/s;Il flusso totale nel core calcolato è ≈ 8770 kg/s

LP3- Reattori di IV GenerazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

Analisi scenari incidentali su sistemi LFRCIRTEN-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 generazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011

HYDRUS-1DHYDRUS-1D AMBERAMBER

I codici di calcolo (HYDRUS-1D, 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: 1) 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.

Safety Assessment e Monitoraggio AmbientaleCIRTEN-POLITO