Il presente rapporto si inserisce nel contesto degli studi svolti a proposito della corium debris coolability, fenomeno di importanza decisamente rilevante all’interno di scenari di incidente severo in impianti nucleari. Infatti, nel caso in cui si verifichi la degradazione delle barre di combustibile nucleare si potrebbe formare nella zona inferiore dell’RPV (Reactor Pressure Vessel) un insieme di frammenti di combustibile che, in quanto sedi di sorgente termica (calore di decadimento), debbono essere efficacemente raffreddati per non provocare campi di temperatura eccessivamente elevati e dannosi per l’impianto. Infatti, nel caso tale mitigazione del calore in eccesso non riesca, si potrebbero verificaredanni rilevanti con un eventuale rilascio del suddetto combustibile all’esterno del vessel. In particolare, il rapporto descrive brevemente il fenomeno dello scambio termico tra corpi solidi e una miscela fluida bifase e si sofferma sui diversi regimi di ebollizione possibili e sulle corrispondenti caratteristiche dello scambio termico convettivo. L’aspetto modellistico viene presentato e vengono riportati alcuni dei risultati ottenuti per mezzo di un modello di calcolo specificamente messo a puntoper simulare la convezione termica tra un corpo solido caldo caratterizzato da una geometria semplice ed una miscela di acqua bifase satura. Gli aspetti modellistici più rilevanti sono stati implementati all’interno del codice CORIUM-2D per migliorarne le potenzialità di calcolo in scenari con presenza di corium debris ed alcune simulazioni con il suddetto codice sono state eseguite con riferimento asemplici casi di esempio.