Il presente documento è stato redatto nell’ambito del progetto “Collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare” definito nell’Accordo Triennale tra il Ministero dello Sviluppo Economico e E.R.S.E. S.p.A. firmato il 29 Luglio 2009. Il presente documento affronta la problematica della “corium coolability” in situazioni incidentali ipotizzabili nei reattori veloci a sodio della IV Generazione. Più in particolare, il lavoro è focalizzato sull’implementazione nel codice CORIUM-2D, di proprietà di ERSE, di un nuovo modello in grado di descrivere l’interazione fra il corium fuso, il fluido termovettore e le strutture ivi presenti. Questo codice, originalmente sviluppato per i reattori LWR, è in grado di calcolare dinamicamente il campo di temperatura e i cambiamenti di stato per il sistema corium – strutture a seguito degli scambi termici fra i diversi materiali, siano essi dovuti a conduzione nella fase solida, convezione nel corium liquido, irraggiamento con le strutture, convezione e vaporizzazione del refrigerante. Una prima validazione dell’originale modello fast-running utilizzato da CORIUM-2D è stata effettuata mediante confronto con semplici problemi test di cui sono disponibili le soluzioni analitiche. Il codice, che era in grado di modellare come refrigerante solo l’acqua, è stato dapprima dotato di librerie di materiali che includono anche i metalli liquidi, impiegati per le loro proprietà fisiche come fluidi termovettori nei reattori veloci. Successivamente è stato dotato di correlazioni in grado di simulare lo scambio termico in regime convettivo fra il sodio liquido, il corium fuso e i materiali strutturali. La scelta delle correlazioni da utilizzare per la descrizione dello scambio termico è stata operata considerando sia dati sperimentali disponibili in letteratura che modelli analitici sviluppati in passato per questa tipologia di fenomeni.