L’energia nucleare da fissione rappresenta una scelta strategica chiaramente confermata in ambito europeo. Inoltre il suo ciclo produttivo, a bassissima emissione di CO2, la candida fra le fonti complementari alle fonti rinnovabili non programmabili (FRNP). L’esperienza di Fukushima e la crescente quota di produzione da FRNP aggiungono ulteriori sfide tecnologiche per lo sviluppo deireattori di GEN IV, riguardanti lo sviluppo di sistemi di emergenza passivi e una maggiore flessibilità operativa indotta dalla variabilità delle FRNP, sfide da affrontate con estese campagne sperimentali e con strumenti di simulazione, il cui campo di applicazione va ampliato e validato. In analogia a quanto già avvenuto per i reattori veloci refrigerati con piombo liquido (LFR), si è avviata un’estensione delcodice LegoPST per simulare i transitori operativi di reattori veloci refrigerati a sodio liquido (SFR). L’attività preliminare richiesta dall’estensione, svolta in collaborazione con l’università Sapienza di Roma (Dipartimento di Ingegneria Astronautica, Elettrica ed Energetica – DIAEE), è stata associata a una specifica tesi di laurea, il cui testo integrale è riportato in allegato. Selezionate le correlazioni più accreditate delle proprietà termodinamiche del sodio, sono stati elaborati degli algoritmi in grado distabilire lo stato fisico del sodio in funzione delle variabili termodinamiche pressione ed entalpia e di calcolare le sue proprietà (densità, calore specifico …) in tutto il piano termodinamico al di sotto della pressione critica. Il software corrispondente (in FORTRAN 77) è stato inglobato nel sistema LegoPST ottenendo, di fatto, l’aggiunta del sodio fra i fluidi di processo selezionabili nella simulazione dei circuiti termoidraulici. Una prima validazione dell’estensione di LegoPST alla simulazione di circuiti termoidraulici a sodio liquido è stata ottenuta simulando una serie di prove sperimentali sull’ebollizione del sodio fatte da Kottoswski e Savatteri negli anni 1980, al JRC (Joint Research Centre) di Ispra. In un canale con un fascio di 12 barrette distanziate da griglie, e riscaldate elettricamente sono state valutate:a) le perdite di carico e la temperatura del sodio lungo il canale nel caso di flusso monofase liquido; b)per diversi valori del flusso termico, la caduta di pressione complessiva nel canale in funzione della velocità del sodio, passando da flusso monofase a flusso bifase, e il flusso termico critico per il “dryout”. L’analisi dei confronti fra valori calcolati e misure sperimentali evidenzia, in tutte le simulazioni,un ottimo accordo che conferma il pieno raggiungimento dell’obiettivo prefissato: estendere le capacitàdi simulazione del codice LegoPST ai circuiti termoidraulici a sodio liquido.