1. ANALISI MEDIANTE IL CODICE DI CALCOLO TRACE DI PROBLEMATICHE TERMOFLUIDODINAMICHE IN IMPIANTI NUCLEARI AD ACQUA LEGGERA UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari Tesi di Laurea Specialistica di: Giuseppe Seminara Relatore : Ch.mo Prof. G.Vella Correlatore : Dott. F. Mascari

5. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Contenimento di IRIS La configurazione integrale del reattore IRIS elimina tubature e componenti in pressione esterni. Il RPV di IRIS è contenuto all'interno di un CV sferico di acciaio di diametro di 25 m. La geometria sferica risulta avere una resistenza a pressione di almeno tre volte maggiore rispetto ad un tipico contenimento cilindrico.

6. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Il RPV di IRIS

9. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Sistema/Componente IRIS SPES-3 Lato primario dell’RPV Si Si tranne le pompe Pompe 8 1 Potenza del core (MW) 1000 6.5 EBT 2 2 Generatori di Vapore 8 3 Circuiti secondari 4 3 Tubi dei SG Circa 700 14,14,28 Altezza dei SG (m) 8.2 8.2 Lunghezza media di una tubazione del SG 32 32 Sistema di contenimento Si Si EHRS 4 3 RWST 2 2 Dry Well 1 1 PSS 2 2 LGMS 2 2 QT 1 1 Treni ADS 3 2

11. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. SPES-3

13. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Symbolic Nuclear Analysis Package Il TRACE può essere usato tramite SNAP, che è una interfaccia grafica che assiste l’utilizzatore del codice nello sviluppo e nella visualizzazione dell’ inputdeck e nella visualizzazione dei dati scelti, ottenuti a fronte di simulazioni, tramite delle “animation model” . Una delle capacità di SNAP è quella di convertire input RELAP5 in input TRACE.

14. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. TRACE/SNAP

15. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Nodalizzazione di SPES-3 con TRACE

20. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Analisi delle Simulazioni

22. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Blowdown Portata nei Break Mass inventory nel RPV Pressione nel PRZ Massa di fluido nella RC

23. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Depressurizzazione del RPV/CV Portata negli ADS Mass inventory nei PSS Massa negli LGMS Pressione nel contenimento e PSS

25. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. Conclusioni e Sviluppi Futuri Dai confronti con i risultati ottenuti con il codice RELAP5, nelle elaborazioni eseguite dalla SIET, si può concludere che i due codici forniscono risultati qualitativamente in buon accordo. Vista la complessità dell'input TRACE sviluppato, da cui consegue un lungo tempo di calcolo, lavori futuri sono finalizzati all'analisi dei fenomeni che caratterizzano l'impianto nella fase di "long term cooling”.

26. UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PALERMO FACOLTÀ DI INGEGNERIA Corso di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari G. Seminara, Analisi mediante il codice di calcolo TRACE di problematiche termofluidodinamiche in impianti nucleari ad acqua leggera. Tesi di Laurea Specialistica in Ingegneria della Sicurezza e Tecnologie Nucleari, A. A. 2009-2010. GRAZIE PER L’ATTENZIONE