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Papers by Roberto Pergreffi
Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per ... more Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per la termoidraulica di nocciolo con particolare riguardo ai codici francesi. Innanzitutto sono presentati sinteticamente la teoria e i modelli del flusso bifase e del trasporto di calore in acqua, concetti alla base della termoidraulica, la termoidraulica di nocciolo nei reattori di tipo LWR e una breve panoramica dei codici piu utilizzati. Si passa quindi ad analizzare gli scopi ed i metodi della catena di calcolo francese HEMERA e sono illustrate alcune applicazioni che ne evidenziano le potenzialita. Infine e fornita una descrizione dettagliata dei codici di termoidraulica di nocciolo che fanno parte di HEMERA e cioe il codice FLICA4 e i piu semplici modelli termoidraulici implementati in CRONOS2.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies, 2017
Dopo l’incidente di Fukushima, la volonta di aumentare ulteriormente i margini di sicurezza nei r... more Dopo l’incidente di Fukushima, la volonta di aumentare ulteriormente i margini di sicurezza nei reattori di tipo LWR di generazione II e III si sta esprimendo ed orientando verso lo sviluppo di nuove soluzioni tecnologiche in grado di ridurre ulteriormente il rischio di incidenti severi. Ad oggi le soluzioni piu promettenti fanno riferimento a ATF (Accident Tolerant Fuel) e ATC (Accident Tolerant Cladding) cioe nuovi combustibili e nuovi cladding in grado di prolungare il tempo di grazia a disposizione dell’operatore, aumentare la ritenzione dei prodotti di fissione e ridurre il tasso di produzione del calore e di idrogeno dovuti ai processi di ossidazione ad alta temperatura. Dato il carattere innovativo delle tecnologie in oggetto, scopo di questo rapporto e quello di documentare, limitatamente al caso degli ATC, lo stato dell’arte di queste nuove soluzioni tecnologiche. Inoltre per il solo cladding in FeCrAl e stata operata, mediante codici di calcolo neutronico deterministici, u...
EPJ Web of Conferences
The increasing worldwide interest in Lead-cooled Fast Reactors (LFRs) substantiates the need to v... more The increasing worldwide interest in Lead-cooled Fast Reactors (LFRs) substantiates the need to validate the analytical codes and methods used to support their design. For neutronic analyses, this is chiefly reflected in assessing the impact of nuclear data uncertainties on the integral and local parameters resulting from such analyses. The aim of refining nuclear data moves continuous efforts for more accurate measurements, be them differential or integral, for which adequate facilities are required. The availability at the ENEA's Casaccia research center of a fast source reactor – RSV TAPIRO – provides a unique opportunity to perform new integral experiments in support of fast reactors, including LFRs, owing to the well-characterized neutron spectrum of the thermal column. A series of experiments has been envisaged, dealing with the use of Lead in a reactor. The experiments concern the propagation of neutrons through blocks of materials representing relevant elements of a reac...
In questo Rapporto vengono dettagliati i calcoli eseguiti con il codice di trasporto neutronico d... more In questo Rapporto vengono dettagliati i calcoli eseguiti con il codice di trasporto neutronico deterministico Apollo 2 finalizzati alla realizzazione di librerie multiparametro Saphyb destinate ad un successivo utilizzo nella prossima Annualita per calcoli di sicurezza di nocciolo per un reattore PWR con il codice Cronos 2. I risultati ottenuti sono altresi descritti e commentati.
Viene presentata un’analisi completa delle proprieta di sicurezza intrinseca di un elemento di co... more Viene presentata un’analisi completa delle proprieta di sicurezza intrinseca di un elemento di combustibile PWR UOX nudo, irraggiato a 33 GWd/MTU e lasciato decadere per 30 anni, in termini di rateo di dose gamma ad un metro di distanza. Il rateo di dose risulta da 2 a 3 volte inferiore rispetto a quello disponibile in letteratura e valutato circa 20 anni fa. Vengono infine presentate alcune considerazioni fisiche sull’ottimizzazione del calcolo di rateo di dose in funzione della struttura a gruppi della sorgente fotonica.
Viene di seguito presentata l’attivita svolta da ENEA nell’ambito del Benchmark NEA del gruppo AF... more Viene di seguito presentata l’attivita svolta da ENEA nell’ambito del Benchmark NEA del gruppo AFCS finalizzata alla validazione della procedura adottata per i calcoli del rateo di dose di un elemento di combustibile irraggiato e poi lasciato decadere per 1,8 anni. I valori di rateo di dose misurati sperimentalmente rispetto a cui si e operato il confronto si riferiscono all’elemento di combustibile D04 dell’unita 3 della centrale americana Turkey Point 3 del 1974. I risultati ottenuti mostrano, soprattutto per la direzione assiale, un buon accordo con i valori misurati.
L’obiettivo di questo studio e stato quello di dimostrare che la scelta del tipo di riflettore gi... more L’obiettivo di questo studio e stato quello di dimostrare che la scelta del tipo di riflettore gioca un ruolo fondamentale sul fenomeno dell’accoppiamento neutronico del nocciolo di un reattore di tipo PWR di generazione III+. Una tale dimostrazione puo essere compiuta analizzando lo spettro degli autovalori dell’operatore di Boltzmann discretizzato. La decomposizione del flusso per autofunzioni ed autovalori e stata ottenuta grazie alla tecnica del filtraggio applicata al nocciolo perturbato. Utilizzando le sezioni d’urto efficaci a due gruppi calcolate nella precedente annualita, sono stati eseguiti con CRONOS2 calcoli 3D della distribuzione di potenza per un nocciolo fresco perturbato a hot zero power in condizioni stazionarie con due tipi di riflettore: quello convenzionale e quello pesante. Tali calcoli hanno permesso di determinare il modo fondamentale e la prima autofunzione, nonche i corrispondenti autovalori, di entrambe le configurazioni prese in esame. Dai risultati otten...
Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per ... more Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per la termoidraulica di nocciolo con particolare riguardo ai codici francesi. Innanzitutto sono presentati sinteticamente la teoria e i modelli del flusso bifase e del trasporto di calore in acqua, concetti alla base della termoidraulica, la termoidraulica di nocciolo nei reattori di tipo LWR e una breve panoramica dei codici piu utilizzati. Si passa quindi ad analizzare gli scopi ed i metodi della catena di calcolo francese HEMERA e sono illustrate alcune applicazioni che ne evidenziano le potenzialita. Infine e fornita una descrizione dettagliata dei codici di termoidraulica di nocciolo che fanno parte di HEMERA e cioe il codice FLICA4 e i piu semplici modelli termoidraulici implementati in CRONOS2.
Il presente rapporto descrive l’attivita prevista nel Piano Annuale di Realizzazione 2016 dell’Ac... more Il presente rapporto descrive l’attivita prevista nel Piano Annuale di Realizzazione 2016 dell’Accordo di Programma ENEA-MSE avente come obiettivo quello di acquisire esperienza nella cinetica dei reattori ad acqua pressurizzata (PWR). Data l’importanza dei calcoli cinetici nelle valutazioni della safety di nocciolo, l’attivita si e concentrata sull’analisi di transitori di potenza provocati dalla movimentazione di uno o piu gruppi di barre di controllo in un PWR da 900 MWe arricchito in 235U che si trova all’inizio del primo ciclo (BoC) in stato stazionario. Tutti i calcoli sono stati eseguiti con il codice deterministico CRONOS2 in assenza del feedback termoidraulico in modo da mettere in risalto il contributo dei neutroni ritardati ai transitori di potenza.
In questo rapporto viene studiato un assembly per PWR 17x17 privo di barre di controllo ricorrend... more In questo rapporto viene studiato un assembly per PWR 17x17 privo di barre di controllo ricorrendo al codice deterministico APOLL02 versione 2.8-3.E, il cui utilizzo e reso possibile grazie ad un accordo STC siglato tra ENEA e CEA nel 2011. Viene dapprima studiata una singola pin, al variare della discretizzazione radiale della pin stessa e dunque dell'effetto dell'autoschermo spaziale. Viene poi presentato un caso di calcolo di autovalore per una composizione di fuel gia bruciato a 45 GWd/MTU e raffreddato per 5 anni, destinato allo stoccaggio. Successivamente viene bruciato sino a 30 GWd/MTU un assembly fresco, per il quale vengono presentate, a titolo di esempio, alcune mappe di flusso termico e veloce al variare del burnup, nonche l'andamento in energia del flusso per unita di letargia mediato sull'assembly. I calcoli vengono presentati sia per una libreria a 172 gruppi di tipo XMAS che per una libreria a 281 gruppi di tipo SHEM. I risultati sono confrontati con i dati di un benchmark OECD/NEA e mostrano un ottimo accordo. Dopo un inquadramento teorico generale, viene in ultimo presentato il calcolo dell'indice spettrale per l'assembly al variare del burnup. Tutti i calcoli di trasporto sono eseguiti con il Metodo delle Probabilita di Collisione Pij.
ABSTRACT Recent studies have shown that a thick stainless steel reflector, the s.c. " he... more ABSTRACT Recent studies have shown that a thick stainless steel reflector, the s.c. " heavy reflector " , can have a wide impact in amplifying the azimuthal power disequilibrium, quoted as " power tilt " , which may appear in large cores, with respect to a conventional reflector case. The amplification may be up to about 3 times at HZP (hot zero power), fresh fuel conditions. This paper suggests a way to make indirect estimates of the flux tilt by control rod worth measurements. It is in fact possible to correlate a flux azimuthal tilt to a variation in control rod worth with respect to a fully symmetric case. This not only can be evaluated numerically, but also substantiated theoretically through the Perturbation Theory. In this paper the Gen. III UOX core offered in the OECD/UAM Benchmark is used as a sample, while the tilt is simulated by changing slightly the moderation ratios of some peripheral assemblies in order to increase or decrease the fission rates. Control rods inserted in areas of positive tilt, being the neutron importance increased here with respect to a fully symmetric case, present a higher worth and vice versa. The calculations of the tilted core and of the worth of the control rods are carried out with the APOLLO2 deterministic transport code, for the preparation of the multi-parameter effective cross-section libraries, and with the CRONOS2 3D diffusion code for the evaluation of the core-wise properties and parameters at HZP and zero burn-up conditions. The specifications for the control rods and their positions, absent in the OECD/UAM Benchmark, are taken from the EPR system. Reactivity variations, associated to an initial tilt, defined as relative difference between quadrant average power and one fourth of core power, of about 3%, are finally presented for different fully-inserted control rods.
L’idea del presente lavoro e quella di stimare il tilt azimutale del flusso attraverso misure dif... more L’idea del presente lavoro e quella di stimare il tilt azimutale del flusso attraverso misure differenziali del valore di antireattivita delle barre di controllo in quei sistemi che non permettono, a bassa potenza, misure dirette di distribuzione di flusso e potenza. La correlazione tra tilt e variazione del worth delle barre di controllo rispetto al caso pienamente simmetrico, e stata valutata sia numericamente, con riferimento al nocciolo del PWR di terza generazione proposto nel Benchmark UAM, sia teoricamente attraverso la Teoria Classica delle Perturbazioni (CPT).
The European Physical Journal Plus
EPJ Nuclear Sciences & Technologies
Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per ... more Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per la termoidraulica di nocciolo con particolare riguardo ai codici francesi. Innanzitutto sono presentati sinteticamente la teoria e i modelli del flusso bifase e del trasporto di calore in acqua, concetti alla base della termoidraulica, la termoidraulica di nocciolo nei reattori di tipo LWR e una breve panoramica dei codici piu utilizzati. Si passa quindi ad analizzare gli scopi ed i metodi della catena di calcolo francese HEMERA e sono illustrate alcune applicazioni che ne evidenziano le potenzialita. Infine e fornita una descrizione dettagliata dei codici di termoidraulica di nocciolo che fanno parte di HEMERA e cioe il codice FLICA4 e i piu semplici modelli termoidraulici implementati in CRONOS2.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies, 2017
Dopo l’incidente di Fukushima, la volonta di aumentare ulteriormente i margini di sicurezza nei r... more Dopo l’incidente di Fukushima, la volonta di aumentare ulteriormente i margini di sicurezza nei reattori di tipo LWR di generazione II e III si sta esprimendo ed orientando verso lo sviluppo di nuove soluzioni tecnologiche in grado di ridurre ulteriormente il rischio di incidenti severi. Ad oggi le soluzioni piu promettenti fanno riferimento a ATF (Accident Tolerant Fuel) e ATC (Accident Tolerant Cladding) cioe nuovi combustibili e nuovi cladding in grado di prolungare il tempo di grazia a disposizione dell’operatore, aumentare la ritenzione dei prodotti di fissione e ridurre il tasso di produzione del calore e di idrogeno dovuti ai processi di ossidazione ad alta temperatura. Dato il carattere innovativo delle tecnologie in oggetto, scopo di questo rapporto e quello di documentare, limitatamente al caso degli ATC, lo stato dell’arte di queste nuove soluzioni tecnologiche. Inoltre per il solo cladding in FeCrAl e stata operata, mediante codici di calcolo neutronico deterministici, u...
EPJ Web of Conferences
The increasing worldwide interest in Lead-cooled Fast Reactors (LFRs) substantiates the need to v... more The increasing worldwide interest in Lead-cooled Fast Reactors (LFRs) substantiates the need to validate the analytical codes and methods used to support their design. For neutronic analyses, this is chiefly reflected in assessing the impact of nuclear data uncertainties on the integral and local parameters resulting from such analyses. The aim of refining nuclear data moves continuous efforts for more accurate measurements, be them differential or integral, for which adequate facilities are required. The availability at the ENEA's Casaccia research center of a fast source reactor – RSV TAPIRO – provides a unique opportunity to perform new integral experiments in support of fast reactors, including LFRs, owing to the well-characterized neutron spectrum of the thermal column. A series of experiments has been envisaged, dealing with the use of Lead in a reactor. The experiments concern the propagation of neutrons through blocks of materials representing relevant elements of a reac...
In questo Rapporto vengono dettagliati i calcoli eseguiti con il codice di trasporto neutronico d... more In questo Rapporto vengono dettagliati i calcoli eseguiti con il codice di trasporto neutronico deterministico Apollo 2 finalizzati alla realizzazione di librerie multiparametro Saphyb destinate ad un successivo utilizzo nella prossima Annualita per calcoli di sicurezza di nocciolo per un reattore PWR con il codice Cronos 2. I risultati ottenuti sono altresi descritti e commentati.
Viene presentata un’analisi completa delle proprieta di sicurezza intrinseca di un elemento di co... more Viene presentata un’analisi completa delle proprieta di sicurezza intrinseca di un elemento di combustibile PWR UOX nudo, irraggiato a 33 GWd/MTU e lasciato decadere per 30 anni, in termini di rateo di dose gamma ad un metro di distanza. Il rateo di dose risulta da 2 a 3 volte inferiore rispetto a quello disponibile in letteratura e valutato circa 20 anni fa. Vengono infine presentate alcune considerazioni fisiche sull’ottimizzazione del calcolo di rateo di dose in funzione della struttura a gruppi della sorgente fotonica.
Viene di seguito presentata l’attivita svolta da ENEA nell’ambito del Benchmark NEA del gruppo AF... more Viene di seguito presentata l’attivita svolta da ENEA nell’ambito del Benchmark NEA del gruppo AFCS finalizzata alla validazione della procedura adottata per i calcoli del rateo di dose di un elemento di combustibile irraggiato e poi lasciato decadere per 1,8 anni. I valori di rateo di dose misurati sperimentalmente rispetto a cui si e operato il confronto si riferiscono all’elemento di combustibile D04 dell’unita 3 della centrale americana Turkey Point 3 del 1974. I risultati ottenuti mostrano, soprattutto per la direzione assiale, un buon accordo con i valori misurati.
L’obiettivo di questo studio e stato quello di dimostrare che la scelta del tipo di riflettore gi... more L’obiettivo di questo studio e stato quello di dimostrare che la scelta del tipo di riflettore gioca un ruolo fondamentale sul fenomeno dell’accoppiamento neutronico del nocciolo di un reattore di tipo PWR di generazione III+. Una tale dimostrazione puo essere compiuta analizzando lo spettro degli autovalori dell’operatore di Boltzmann discretizzato. La decomposizione del flusso per autofunzioni ed autovalori e stata ottenuta grazie alla tecnica del filtraggio applicata al nocciolo perturbato. Utilizzando le sezioni d’urto efficaci a due gruppi calcolate nella precedente annualita, sono stati eseguiti con CRONOS2 calcoli 3D della distribuzione di potenza per un nocciolo fresco perturbato a hot zero power in condizioni stazionarie con due tipi di riflettore: quello convenzionale e quello pesante. Tali calcoli hanno permesso di determinare il modo fondamentale e la prima autofunzione, nonche i corrispondenti autovalori, di entrambe le configurazioni prese in esame. Dai risultati otten...
Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per ... more Il presente rapporto e una analisi dei metodi e delle tecniche che sono alla base dei codici per la termoidraulica di nocciolo con particolare riguardo ai codici francesi. Innanzitutto sono presentati sinteticamente la teoria e i modelli del flusso bifase e del trasporto di calore in acqua, concetti alla base della termoidraulica, la termoidraulica di nocciolo nei reattori di tipo LWR e una breve panoramica dei codici piu utilizzati. Si passa quindi ad analizzare gli scopi ed i metodi della catena di calcolo francese HEMERA e sono illustrate alcune applicazioni che ne evidenziano le potenzialita. Infine e fornita una descrizione dettagliata dei codici di termoidraulica di nocciolo che fanno parte di HEMERA e cioe il codice FLICA4 e i piu semplici modelli termoidraulici implementati in CRONOS2.
Il presente rapporto descrive l’attivita prevista nel Piano Annuale di Realizzazione 2016 dell’Ac... more Il presente rapporto descrive l’attivita prevista nel Piano Annuale di Realizzazione 2016 dell’Accordo di Programma ENEA-MSE avente come obiettivo quello di acquisire esperienza nella cinetica dei reattori ad acqua pressurizzata (PWR). Data l’importanza dei calcoli cinetici nelle valutazioni della safety di nocciolo, l’attivita si e concentrata sull’analisi di transitori di potenza provocati dalla movimentazione di uno o piu gruppi di barre di controllo in un PWR da 900 MWe arricchito in 235U che si trova all’inizio del primo ciclo (BoC) in stato stazionario. Tutti i calcoli sono stati eseguiti con il codice deterministico CRONOS2 in assenza del feedback termoidraulico in modo da mettere in risalto il contributo dei neutroni ritardati ai transitori di potenza.
In questo rapporto viene studiato un assembly per PWR 17x17 privo di barre di controllo ricorrend... more In questo rapporto viene studiato un assembly per PWR 17x17 privo di barre di controllo ricorrendo al codice deterministico APOLL02 versione 2.8-3.E, il cui utilizzo e reso possibile grazie ad un accordo STC siglato tra ENEA e CEA nel 2011. Viene dapprima studiata una singola pin, al variare della discretizzazione radiale della pin stessa e dunque dell'effetto dell'autoschermo spaziale. Viene poi presentato un caso di calcolo di autovalore per una composizione di fuel gia bruciato a 45 GWd/MTU e raffreddato per 5 anni, destinato allo stoccaggio. Successivamente viene bruciato sino a 30 GWd/MTU un assembly fresco, per il quale vengono presentate, a titolo di esempio, alcune mappe di flusso termico e veloce al variare del burnup, nonche l'andamento in energia del flusso per unita di letargia mediato sull'assembly. I calcoli vengono presentati sia per una libreria a 172 gruppi di tipo XMAS che per una libreria a 281 gruppi di tipo SHEM. I risultati sono confrontati con i dati di un benchmark OECD/NEA e mostrano un ottimo accordo. Dopo un inquadramento teorico generale, viene in ultimo presentato il calcolo dell'indice spettrale per l'assembly al variare del burnup. Tutti i calcoli di trasporto sono eseguiti con il Metodo delle Probabilita di Collisione Pij.
ABSTRACT Recent studies have shown that a thick stainless steel reflector, the s.c. " he... more ABSTRACT Recent studies have shown that a thick stainless steel reflector, the s.c. " heavy reflector " , can have a wide impact in amplifying the azimuthal power disequilibrium, quoted as " power tilt " , which may appear in large cores, with respect to a conventional reflector case. The amplification may be up to about 3 times at HZP (hot zero power), fresh fuel conditions. This paper suggests a way to make indirect estimates of the flux tilt by control rod worth measurements. It is in fact possible to correlate a flux azimuthal tilt to a variation in control rod worth with respect to a fully symmetric case. This not only can be evaluated numerically, but also substantiated theoretically through the Perturbation Theory. In this paper the Gen. III UOX core offered in the OECD/UAM Benchmark is used as a sample, while the tilt is simulated by changing slightly the moderation ratios of some peripheral assemblies in order to increase or decrease the fission rates. Control rods inserted in areas of positive tilt, being the neutron importance increased here with respect to a fully symmetric case, present a higher worth and vice versa. The calculations of the tilted core and of the worth of the control rods are carried out with the APOLLO2 deterministic transport code, for the preparation of the multi-parameter effective cross-section libraries, and with the CRONOS2 3D diffusion code for the evaluation of the core-wise properties and parameters at HZP and zero burn-up conditions. The specifications for the control rods and their positions, absent in the OECD/UAM Benchmark, are taken from the EPR system. Reactivity variations, associated to an initial tilt, defined as relative difference between quadrant average power and one fourth of core power, of about 3%, are finally presented for different fully-inserted control rods.
L’idea del presente lavoro e quella di stimare il tilt azimutale del flusso attraverso misure dif... more L’idea del presente lavoro e quella di stimare il tilt azimutale del flusso attraverso misure differenziali del valore di antireattivita delle barre di controllo in quei sistemi che non permettono, a bassa potenza, misure dirette di distribuzione di flusso e potenza. La correlazione tra tilt e variazione del worth delle barre di controllo rispetto al caso pienamente simmetrico, e stata valutata sia numericamente, con riferimento al nocciolo del PWR di terza generazione proposto nel Benchmark UAM, sia teoricamente attraverso la Teoria Classica delle Perturbazioni (CPT).
The European Physical Journal Plus
EPJ Nuclear Sciences & Technologies