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FP7

JASMIN — Risultato in breve

Project ID: 295803
Finanziato nell'ambito di: FP7-EURATOM-FISSION
Paese: Francia
Dominio: Industria, Sicurezza

Nuovi modelli per migliorare la sicurezza dei reattori veloci raffreddati al sodio

La sicurezza è una sfida importante per i nuovi reattori a neutroni veloci di IV generazione (Gen-IV). Gli sforzi di ricerca e sviluppo sostenuti dai finanziamenti dell’UE hanno comportato l’aggiornamento di codici di macchina esistenti, per modellizzare accuratamente innovativi progetti relativi a reattori e scenari di incidenti.
Nuovi modelli per migliorare la sicurezza dei reattori veloci raffreddati al sodio
Il progetto JASMIN (Joint advanced severe accidents modelling and integration for Na-cooled fast neutron reactors), finanziato dall’UE, è stato avviato per fornire uno strumento di modellizzazione integrale per una delle sei tecnologie di reattori nucleari di IV generazione (Gen IV), ossia i reattori veloci raffreddati a sodio (sodium-cooled fast reactor, SFR). La piattaforma ASTEC-Na si basa sul codice europeo ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) per gli incidenti gravi nei reattori ad acqua leggera (light-water reactor, LWR).

I codici informatici attualmente disponibili sono stati sviluppati negli anni ottanta del secolo scorso per la precedente generazione di reattori a neutroni veloci refrigerati a sodio. Il nuovo codice ASTEC-Na per SFR di Gen-IV è uno strumento integrato con un’architettura moderna e flessibile che facilita l’integrazione di nuovi modelli fisici necessari per progetti avanzati e funzioni specifiche. Il suo sviluppo si basa su moduli esistenti del software LWR ASTEC e su modelli derivati dallo strumento di simulazione SCANAIR. Sono inoltre stati sviluppati alcuni modelli fisici migliorati che chiariscono fenomeni specifici dei reattori SFR e i risultati di una recente ricerca.

Questo avanzato strumento numerico è in grado di valutare le conseguenze del guasto relativo alle barre di combustibile in quanto a rilocalizzazione di materiale e carichi del sistema primario. Inoltre, stima il potenziale termine sorgente chimico e radiologico, che è dovuto sia al materiale radioattivo prodotto dal trasferimento di prodotti della fissione che alla formazione di particelle di ossido/idrossido di sodio che potrebbero essere accidentalmente rilasciate nell’ambiente.

Il codice macchina ASTEC-Na e i modelli affrontano quattro aree per la sicurezza inerente al sodio: termoidraulica, termomeccanica delle barre di combustibile, termine sorgente e neutronica. Nello specifico, i nuovi modelli descrivono la correlazione tra trasferimento di calore e massa in relazione al sodio presente all’interno del reattore, la deformazione del rivestimento, il rilascio del gas di fissione, il comportamento termomeccanico del combustibile, e la sintesi chimica e fisica di aerosol contenenti sodio rilasciati nell’ambiente.

Ora il progetto ASTEC-Na serve come codice di riferimento europeo per gli scenari di incidenti gravi nei reattori ad acqua leggera ed è stato esteso per l’utilizzo in altri reattori raffreddati ad acqua, tra cui il reattore ad acqua in pressione, il reattore energetico acqua-acqua (VVER), il reattore ad acqua bollente e il reattore CANada Deuterium Uranium (CANDU).

Sfruttando al meglio le conoscenze acquisite nel software ASTEC-Na e nella banca dati sperimentale, i risultati di JASMIN aiutano a preservare la conoscenza prodotta in oltre 40 anni di ricerca e sviluppo.

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Argomenti

Nuclear Fission

Keywords

Reattori veloci raffreddati al sodio, reattori a neutroni veloci, scenari di incidente, JASMIN, ASTEC-Na