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Le informazioni sulla didattica, sulla ricerca e sui compiti istituzionali riportate in questa pagina sono certificate dall'Ateneo; ulteriori informazioni, redatte a cura del docente, sono disponibili sulla pagina web personale e nel curriculum vitae indicati nella scheda.
Informazioni sul docente
DocenteLuzzi Lelio
QualificaProfessore associato a tempo pieno
Dipartimento d'afferenzaDipartimento di Energia
Settore Scientifico DisciplinareING-IND/19 - Impianti Nucleari
Curriculum VitaeScarica il CV (120.23Kb - 06/03/2021)
OrcIDhttps://orcid.org/0000-0002-9754-4535

Contatti
Orario di ricevimento
DipartimentoPianoUfficioGiornoOrarioTelefonoFaxNote
Energia (Sezione di Ingegneria Nucleare)------Dalle 10:
Alle 18:
6326--Ricevimento in Bovisa (Edificio 12, I piano, via La Masa 34), previo appuntamento via mail.
E-maillelio.luzzi@polimi.it
Pagina web redatta a cura del docentehttp://www.energia.polimi.it/english/department/scheda_persona.php?id=89

Fonte dati: RE.PUBLIC@POLIMI - Research Publications at Politecnico di Milano

Elenco delle pubblicazioni e dei prodotti della ricerca per l'anno 2021 (Mostra tutto | Nascondi tutto)
Tipologia Titolo Pubblicazione/Prodotto
Contributi su volumi (Capitolo o Saggio)
The TRANSURANUS fuel performance code (Mostra >>)
Articoli su riviste
Modelling fission gas behaviour in fast reactor (U,Pu)O2 fuel with BISON (Mostra >>)
Three-dimensional reconstruction from experimental two-dimensional images: Application to irradiated metallic fuel (Mostra >>)
Towards a physics-based description of intra-granular helium behaviour in oxide fuel for application in fuel performance codes (Mostra >>)


Elenco delle pubblicazioni e dei prodotti della ricerca per l'anno 2020 (Mostra tutto | Nascondi tutto)
Tipologia Titolo Pubblicazione/Prodotto
Articoli su riviste
Design and construction of a new detector to measure ultra-low radioactive-isotope contamination of argon (Mostra >>)
Modeling high burnup structure in oxide fuels for application to fuel performance codes. part I: High burnup structure formation (Mostra >>)
Modeling intra-granular fission gas bubble evolution and coarsening in uranium dioxide during in-pile transients (Mostra >>)
Modelling and assessment of thermal conductivity and melting behaviour of MOX fuel for fast reactor applications (Mostra >>)
SCIANTIX: A new open source multi-scale code for fission gas behaviour modelling designed for nuclear fuel performance codes (Mostra >>)


Elenco delle pubblicazioni e dei prodotti della ricerca per l'anno 2019 (Mostra tutto | Nascondi tutto)
Tipologia Titolo Pubblicazione/Prodotto
Contributo in Atti di convegno
DarkSide-50 results and the future liquid argon dark matter program (Mostra >>)
Modelling of the Behaviour of Inert Gases In Oxide and Mixed Oxide Nuclear Fuel under Design Basis Accident Conditions (Mostra >>)
The Application of the TRANSURANUS Fuel Performance Code to WWER Fuel: An Overview (Mostra >>)
Articoli su riviste
A CFD-based simulation tool for the stability analysis of natural circulation systems (Mostra >>)
Development of a multiphysics model for the study of fuel compressibility effects in the Molten Salt Fast Reactor (Mostra >>)
Development of an SP3 neutron transport solver for the analysis of the Molten Salt Fast Reactor (Mostra >>)
Fuel Modelling in Accident Conditions (FUMAC) (Mostra >>)
Isobaric heat capacity of solid and liquid thorium tetrafluoride (Mostra >>)
Isotropic softening model for fuel cracking in BISON (Mostra >>)
Multiphysics analysis of the MSFR helium bubbling system: A comparison between neutron diffusion, SP3 neutron transport and Monte Carlo approaches (Mostra >>)
Multiscale modeling of fission gas behavior in U3Si2 under LWR conditions (Mostra >>)
Neutronic Benchmark of the Molten Salt Fast Reactor in the frame of the EVOL and MARS Collaborative Projects (Mostra >>)
Vaporization behaviour of a PuF3-containing fuel mixture for the Molten Salt Fast Reactor (Mostra >>)


Elenco delle pubblicazioni e dei prodotti della ricerca per l'anno 2018 (Mostra tutto | Nascondi tutto)
Tipologia Titolo Pubblicazione/Prodotto
Contributo in Atti di convegno
Analysis of the Effect of Fuel Compressibility on Super-Prompt-Critical Dynamics of the Molten Salt Fast Reactor (Mostra >>)
Analysis of the Void Reactivity Effect in the Molten Salt Fast Reactor: Impact of the Helium Bubbling System (Mostra >>)
Modeling Fission Gas Release and Bubble Evolution in UO2 for Engineering Fuel Rod Analysis (Mostra >>)
Modelling and Assessment of Inert Gas Behaviour in UO2 Nuclear Fuel for Transient Analysis (Mostra >>)
Articoli su riviste
A model describing intra-granular fission gas behaviour in oxide fuel for advanced engineering tools (Mostra >>)
An OpenFOAM Solver for Criticality Safety Assessment in Dynamic Compression Events (Mostra >>)
An effective numerical algorithm for intra-granular fission gas release during non-equilibrium trapping and resolution (Mostra >>)
DarkSide-20k: A 20 tonne two-phase LAr TPC for direct dark matter detection at LNGS (Mostra >>)
Helium diffusivity in oxide nuclear fuel: Critical data analysis and new correlations (Mostra >>)
Helium solubility in oxide nuclear fuel: Derivation of new correlations for Henry’s constant (Mostra >>)
Synthesis of plutonium trifluoride by hydro-fluorination and novel thermodynamic data for the PuF3-LiF system (Mostra >>)
Vaporization behaviour of the Molten Salt Fast Reactor fuel: The LiF-ThF4-UF4 system (Mostra >>)


Elenco delle pubblicazioni e dei prodotti della ricerca per l'anno 2017 (Mostra tutto | Nascondi tutto)
Tipologia Titolo Pubblicazione/Prodotto
Contributi su volumi (Capitolo o Saggio)
Thermal hydraulics of liquid-fueled MSRs (Mostra >>)
Contributo in Atti di convegno
An Euler-Euler Multiphysics Solver for the Analysis of the Helium Bubbling System in the MSFR (Mostra >>)
Modelling Fission Gas Behaviour with the BISON Fuel Performance Code (Mostra >>)
Reduced Order Methods for the Improvement of Control-Oriented Modelling of Nuclear Power Plants (Mostra >>)
Articoli su riviste
A reduced order model for investigating the dynamics of the Gen-IV LFR coolant pool (Mostra >>)
A semi-empirical model for the formation and depletion of the high burnup structure in UO2 (Mostra >>)
Analysis of transient fission gas behaviour in oxide fuel using BISON and TRANSURANUS (Mostra >>)
Assessment of analytical and numerical models on experimental data for the study of single-phase natural circulation dynamics in a vertical loop (Mostra >>)
Cryogenic Characterization of FBK RGB-HD SiPMs (Mostra >>)
Spark plasma sintering of fine uranium carbide powder (Mostra >>)
Stability analysis by means of information entropy: Assessment of a novel method against natural circulation experimental data (Mostra >>)
The DarkSide experiment (Mostra >>)
manifesti v. 3.4.11 / 3.4.11
Area Servizi ICT
14/06/2021