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CIRTENConsorzio Interuniversitario per la Ricerca Tecnologica Nucleare
G. ForasassiPresidente del Consorzio Interuniversitario CIRTEN
ENEA sede 28-29 Novembre 2012, Roma.
AdP MSE-ENEA “Ricerca di Sistema Elettrico” PAR 2011
Progetto 1.3.1: Nuovo nucleare da fissione: collaborazioni internazionali e sviluppo competenze in materia nucleare.
22
Il ruolo del CIRTEN: Il ruolo del CIRTEN:
Principale Collaboratore nelle attività di programmazione tecnico-scientifica del PAR 2011-Progetto 1.3.1.
Accordo di Programma MSE-ENEA
LP 1- Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionale: 9 doc.LP 2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari: 20 doc.LP 3- Reattori di IV Generazione: 16 doc.
3
LP1.A2: Studi di ScenarioLP1.B1: Analisi incidentali deterministiche e utilizzo di simulatori di impianto a supporto delle verifiche di sicurezzaLP1.B2: Accordo con CEA- Prosecuzione collab. nel campo della progettazione impiantistica nucleare LP1.B3: Collaborazioni Internazionali per studi su SMR LP1.C2: Prosecuzione partecipazione a comitati e gruppi internazionali (AIEA , OECD-NEA, GIF, IFNEC ecc.)LP1.C3: Partecipazione allo OECD-Halden Reactor ProjectLP1.D2: Dati nucleari per la chiusura ciclo del combustibile (NEA, CERN)
Attività tecnico-scientifiche LP 1
10 documenti prodotti
4
Attività tecnico-scientifiche LP 2LP2.A.2: Metodi e codici per analisi di neutronicaLP2.A.3: Piattaforme di calcolo avanzate per la termoidraulicaLP2.A.4: Metodi e codici per l'analisi di incidenti severiLP2.B.1: Ident. ed analisi di possibili sequenze incidentali severe con possibile rilascio all'ambiente esternoLP2.B.2: Valutaz. risposta sistemi attivi e passivi a fronte di sequenze incidentali rilevanti ai fini della sicurezzaLP2.B.3: Valutazione del comportamento incidentale di impianti evolutivi (SMR)LP2.C.1: Proget. simulatori incidentali per sistemi integrati di gestione incidenti nucleariLP2.C.2: Progettazione di simulatori ingegneristici avanzati per reattori LWR evolutiviLP2.D.2: Prove sperim. e verifiche analitiche su componenti critici per la simulazione di SMRLP2.D.3: Sviluppo strumentazione speciale per impianti sperimentaliLP2.D.4: Adeguamento dello SPES2 per prove di sicurezzaLP2.E.1: Performance Assessment di depositi superficiali e geologici per il confinamento di rifiuti radioattiviLP2.E.2: Monitoraggio dei depositi di rifiuti radioattivi nella fase di sorveglianza istituzionale.LP2.E.3: Caratterizzazione dei rifiuti radioattiviLP2.E.4: Tecniche innovative di trattamento, condizionamento e stoccaggio dei rifiuti radioattivi
20 documenti prodotti
5
Attività tecnico-scientifiche LP 3
LP3.A1: Sviluppo e validazione modelli di calcolo per la neutronica e la cinetica di nocciolo LFR LP3.A2: Sviluppo e validazione di codici per la termoidraulica di sistemi LFRLP3.A3: Concettualizzazione del DEMO LFRLP3.A4: Reinterpretazione campagne sperimentali TAPIRO in appoggio alla progettazione dei sistemi LFRLP3.C1: Implementazione laboratorio termoidraulica dei metalli liquidiLP3.C3: Qualifica sistema DHR per impianti LFRLP3.C4: Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-gradeimpianto NACIELP3.D2: Fuel – Cladding - Coolant InteractionLP3.D3: Rilascio e migrazione dei prodotti di fissione nei sistemi LFRLP3.D4: Analisi scenari incidentali su sistemi LFR
16 documenti prodotti
LP1-Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionale
Collaborazioni Intl. per studi su SMR-
CIRTEN POLIMI
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
Schema Metodologia INPRO: Principi base, Requisiti e Criteri
CIRTEN-POLIMI
Studi di Scenario: impatto dell’energia nucleare su
sostenibilità ed economicitàper varie opzioni di mix energetici, studio delle
variabili macroscopiche energetico-ambientali
CIRTEN-POLIMI
Dati nucleari per la chiusura ciclo del combustibile: rivisitazione critica e ri-
progettazione dell’esperienza di irraggiamento neutronico di campioni di 241Am, indirizzate
verso spettri velociCIRTEN-POLIMI
Prosecuzione partecipazione a comitati e gruppi
internazionali (AIEA-SMR platform , SNETP- sustainblenuclear energy TP, Nugeniaafferente la Gen. II/III, IFNEC-Int. Framework for Nuclear
Energy Cooperation , IGD-TP -depositi geologici ecc.)
Profilo di temperatura del GV
Andamento della reattività
Vessel 3D
LP1-Studi sul nuovo nucleare in ambito internazionaleATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
“Analisi incidentali deterministiche e utilizzo di simulatori di impianto a
supporto delle verifiche di sicurezza”CIRTEN-UNIPA
E’ stato considerato l’incidente Station Blackout (tipo Fukushima) per un PWR di taglia e caratteristiche simili a un EPR. Il tempo di analisi di 30 min. èquello minimo previsto per l'intervento dei generatori diesel destinati alla mitigazione dello SBO.
nodalizzazione dettagliata con codice TRACE e sistema
di interfaccia SNAP
Normal Shutdown antireactivity injection Normal Shutdown power transient
EC
Progettazione neutronica e termofluidodinamica di canali
sperimentali di reattori di ricercaCIRTEN-UNIBO
LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleariATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
0 5 10 15 20 25 30
Nsu
b
Npch
Comparison of friction models
HomogeneousJonesLockhart-MartinelliFriedelGuo (hel)Modified L-M [Eq.(11)] (hel)
x = 0 x = 0.1x = 0.2
Progettazione di simulatori ingegneristici avanzati per reattori LWR evolutivi
CIRTEN-POLIMI
Comportamento di miscele bifase in generatori di vapore a tubi elicoidali con
diverse geometrie ed in soluzioni alternativeCIRTEN-POLIMI
AP-600 SPES-2 SPES-2-Modello TRACE
Studi di sicurezza sugli impianti nucleari
CIRTEN-UNIPA
Sono svolte analisi preliminari per investigare l'adeguatezza dell'impianto alla realizzazione di prove sperimentali
simulanti incidenti tipo Fukushima
E’ stata eseguita una prima campagna sperimentale (6 prove di miscelamentotermico) sulla sezione di prova in scala 1:5 che riproduce il downcomer e lowerplenum di uno SMR, con lo scopo di validare i codici CDF usati per le analisi di sicurezza di tali reattori (SMRs).
Sono state eseguite analisi di pre-test del circuito idraulico, con il codice
RELAP5, per verificare che la pressione di esercizio non fosse superiore al
valore della pressione di progetto (0.5 barg).
Distribuzione della temperatura sul piano di simmetria Test I (t =
40 s)
Linee di flusso colorate secondo il modulo della velocità Test I (t = 40 s)
Le perturbazioni della concentrazione di boro sono state investigate attraverso le perturbazioni del campo di temperatura.
Andamento temporale della portata e della temperatura (Test 1)
Le analisi condotte hanno permesso di individuare le zone con gradienti piùsignificativi per il
posizionamento della strumentazione di
acquisizione.0
10
20
30
40
50
60
70
26
30
34
38
42
46
50
4100 4200 4300 4400 4500 4600 4700 4800
Flow
rate
[l/m
in]
Tem
pera
ture
[°C]
Time [s]
TC-FTC-DVI2Flow rateStart of the cold
water injection from the DVI2
Prove sperimentale e verifiche analitiche su componenti critici per la simulazione di SMR
CIRTEN- UNIPI
LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleariATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari
Valutazione del comportamento incidentale di impianti evolutivi (SMR)
CIRTEN-UNIPI
Le tensioni (≈30 MPa), nel caso di onda alta 20 m, indicano che le pareti del
Contenimento esterno iniziano a subire fenomeni di danneggiamento locale.
Metodi e codici per analisi di neutronica: calcoli per la
determinazione della composizione isotopica del
combustibile di un pwr da 900 MWe al variare del bruciamento-
CIRTEN-UNIBO
!
Codici di calcolo per studi di sicurezza: Benchmark di
validazione dell’esperimento PHEBUS FPT3 con i codici MELCOR 2.1 e ASTEC 2.2
CIRTEN-UNIBO
swswp ddCP γγ 2.1max +=Il valore della pressione dinamica e statica esercitata dalle onde:
E’ stato analizzato preliminarmente l’effetto di impatto delle onde, rappresentate in termini di pressione, sulla parete di un S. di contenimento esterno di un reattore SMR.
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP2- Studi di sicurezza sugli impianti nucleari
Schema di un deposito superficiale tipo El Cabril
0,00E+00
5,00E+06
1,00E+07
1,50E+07
2,00E+07
0 0,05 0,1 0,15 0,2 0,25 0,3 0,35
Time (s)
Von
Mis
es s
tres
s (P
a)
Andamento delle tensioni nella
zona di impatto
Impatto Boeing 747
Performance Assessment di depositi superficiali e geologici per il
confinamento di rifiuti radioattiviCIRTEN- UNIPI
Le tensioni indicano che le pareti del deposito esterno subiscono fenomeni di penetrazione e scabbing; lontano dalla zona di impatto l’integrità della struttura è garantita.
Condizionamento di rifiuti radioattivi in matrici vetro-ceramiche e studio
delle interazioni rifiuto-terrenoCIRTEN-POLIMI
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione
Nuova concettualizzazione del nocciolo di DEMO-LFR: progetto
preliminare neutronico, termoidraulico and termomeccanico -
CIRTEN-POLIMI Studio preliminare dell’interazione Fuel-Coolant in Reattori LFR:
applicazione di un codice di calcoloCIRTEN-POLIMI
Foot Assembly
Top Assembly
Plenum_sup
Plenum_inf
Pb_ext
Fuel_INN Fuel_INT
Fuel _OU
T
B4C
_70%B
4C_70%
_Pl enum
UO2_inf
UO2_sup
Sviluppo e validazione di modelli di calcolo per la neutronica e la cinetica di nocciolo di LFR
CIRTEN-UNIROMA1
Si ha una buona correlazione (0.81) fra GUINEVERE e ELSY per quanto afferente gli effetti di reattività relativi a variazioni della sez. d’urto di cattura U238, mentre il coeff. grado di vuoto del refrigerante si limita a 0.39, ciò a causa delle dimensioni diverse del nocciolo.
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione
Fast REactorNEutronics/Thermal-hydraulicsCIRTEN-POLITO
1D axial analysisalong each closedassembly (z)mass/momentum/energy eqz in Pb +heat conduction in pin
TISC® platform
Temp. maps
Power map
• Molten Pb (coolant)Full core TH analysis
• Fast neutron dynamics3D NE analysis
2D inter-assembly(xy) coupling(weak)
+
2D conformalmapping appliedto hexagonalgeometry (coarsemesh approach)
1D sine shape imposed on the flux along the axis (buckling term to account for axial neutron losses)
+
NEutronic modelThermal Hydraulic model
Criticality search test: keff ↓while T ↑ negative feedback
Outlet T radial distribution in a smooth pipe with rout = rcore, laminar flow and prescribed wall heat flux
Neutron flux radial distribution in an isothermal cylindrical bare
reactor of infinite height
xy coupling validationagainst analytical results
for different nodes(hexagons) in the
computed solution
Dominiogeometrico 2D
DHR
HX
FPS
HX
Riser
DHRFPS
ICE test section con
DHR
Numero totale di celle ≈ 1,000,000Modello di turbolenza K-e+Two Layer Model
0 1 2 3 4 5 6 7270
275
280
285
290
295
300
305
310
315
320
t = 1000 s t = 1 hours t = 2 hours t = 3 hours t = 20 hours
Tem
pera
ture
[°C
]
x coordinate [m]0 1 2 3 4 5 6 7
320
325
330
335
340
345
350
355
360
365
370
Position [m]
Tem
pera
ture
[°C
]
Line ALine HLine I
Il 94% del flusso totale di LBE imposto nella sezione
di ingresso attraversa il canale del lato primario del DHR. Il sistema è in grado
di rimuovere 40 kW del calore prodotto nell’FPS.
Andamento verticale della temperatura nella regione della pool (misurato & calcolato)
L’analisi di pre-test del WA-DHR (test section istallata sulla facility CIRCE (simulazione di PLOHS + LOF ) è stata eseguita accoppiando RELAP5-FLUENT con modello di accoppiamento “One-Way” (Potenza termica asportata dall’ HX e portata di LBE nell’HS implementate su FLUENT calcolate da precedenti calcoli RELAP5)
Qualifica sistema DHR per impianti LFRCIRTEN-UNIPI
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione
Nodalizzazione RELAP5 di NACIE
0 10000 20000 30000 40000 50000 600000
20406080
100120140160180200220240260280300320340360
Q3=32.5 kW
Kv [-] 100 500 1300 2800 5000 10000
Tem
pera
ture
Diff
eren
ce H
S [°
C]
Time [s]
∆THS
MFR
0.00.20.40.60.81.01.21.41.61.82.02.22.42.62.83.03.23.43.6
Mas
s Flo
w R
ate
[kg/
s]
Una prima serie di simulazioni (Test NAT) sono state
eseguite per predire la portata massima di LBE che viene a
instaurarsi in NACIE per differenti
valori di potenza dell’ HS
L’analisi comparativa preliminare tra le simulazioni eseguite con l’accoppiamento dei codici RELAP5-Fluent, con
quelle ottenute con il solo RELAP5 mostrano un buon
accordo tra i risultati.Portata di LBE all’interno del loop diNACIE e relativo ∆THS (Test VAL-3)
Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-grade impianto NACIE CIRTEN-UNIPI-ENEA
Sono state eseguite analisdi termo-fluidodinamiche di pre-test della facilityNACIE, costruita presso ENEA Brasimone, nella nuova configurazione dello scambiatore di calore e dell’ heater system.E’ stato usato il codice di sistema RELAP5/Mod3.3 per analizzare il comportamento del fuel bundle con filo avvolto sulle barrette, rilevante per lo studio della facility MYRRHA (scambio termico e cadute di pressione).•Inoltre, su una configurazione semplificata del circuito NACIE, è stata eseguita una procedura di accoppiamento tra il codice RELAP5 ed il Fluent
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione
Pipe 100
J-157K=2.2
Tmdpjun 615
125
130
160170
180
HX1
190
200
210
Tmdpjun 405
7.5 m
J-187
J-185K=0.5
J-105
P146
P148
Br 150An.152
An.156
TDPVOL 320
Expansion Vessel
0.765 m
HX2
186
J-183
k=1
686 0.3 m
TDPVOL 610
TDPVOL 699
1.25 m
206
3.9 m
0.8 m
J-215J-207
J-203
1.0 m
TDPVOL110
TDPVOL112
Tmdpjun115
1.25 m
Pipe 120
TDPVOL (Ar) 410
0.05 m
Pipe used for Fluent codein the coupled simulations
1.3 mReference cell
for pressure data needed for Fluent outlet b.c.
Reference junctionfor flowrate data needed
for inlet Fluent b.c.
Reference sectionfor pressure data neededfor RELAP5 outlet b.c.
Reference sectionfor flowrate andtemperaure data neededfor RELAP5 inlet b.c.
Part of the nodalization of the primary loop used for RELAP5 code in the coupled simulations
Reference cellfor temperaure dataneeded for inlet Fluent b.c.
Inlet section
1.3 m
Outlet section
Reference section for RELAP5 inlet b.c. data
Reference section for RELAP5 outlet b.c. data
x
250
275
300
325
350
375
400
0 200 400 600 800 1000
Tem
pera
ture
[°C]
Time [s]
RELAP+Fluent (HS-out)RELAP (HS-out)RELAP+Fluent (HS-in)RELAP (HS-in)
0
1
2
3
4
5
6
0 200 400 600 800 1000
LBE
flow
rate
[kg/
s]
Time [s]
RELAP+Fluent
RELAP
Portata di LBE vs. tempo (ULOF test)
EXECUTE 1 TIME STEP OF FLUENT TRANSIENT CALCULATIONS
END OF THE FLUENT TIME STEP
WRITE FLUENT RESULTS NEEDED AS B.C. FOR RELAP5
EXECUTE RELAP5 TRANSIENT CALCULATIONS FOR 1 TIME STEP
END OF TRANSIENT ?
WRITE RELAP5 RESULTS NEEDED AS B.C. FOR FLUENT
END OFRUN
Yes
No
START RELAP5 CALCULATION TO FIND INITIAL STEADY STATE CONDITIONS
Temperatura in ingresso e uscita vs. tempo nell’ HS (ULOF)
AccoppiamentoFluent-RELAP5
La sequenza di calcolo con accoppiamento esplicito fra i
due codici prevede che all’avanzare del codice Fluent
(master code) di uno step il codice RELAP5 (slave code)
avanza dello stesso time step.
Schema di accoppiamento RELAP5-Fluent
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione
Prove e calcoli di scambio termico in regime di circolazione mista: up-grade
impianto NACIE CIRTEN-UNIPI-ENEA
17
0
1
E
P
0
I
1
1
E
P
05
nodes
I
P P
5 nodes
4
1
E
P
I
05
nodes
P
T91
T91
diamond
050 TMDVOL
075tmdjun
105 sngl-jun
130 TMDVOL
120Branch
150Branch
HS1110
T91
T91
165Branch
7
1
0
8
1
E
P
I
05
nodes
P
136Branch
175Branch
AISI
304
AISI
304
166Branch
137Branch
138Branch
AISI 304
135 TMDVOL
HS1100
inin
in in
in
HS1140
HS1170
Power 999
6
1
0
5 nodes, 0.15m per node
5 nodes, 0.15m per node
5 nodes, 0.335m per node
1 node 0.15m per node
1 node 0.20m per node
Attività in supporto dello studio dello SGTR con tubi a baionetta
Design of the Heavy liquid mEtal – pRessurized water cOoled tube (HERO) facilityThermal insulating materials selectionCalculations in support to HERO design
ATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011LP3- Reattori di IV generazione
Nodalizzazione RELAP5 del SG con tubi a baionetta
0100002000030000400005000060000
-5
0
5
10
15
20
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
HTC
[W/m
^2K]
∆Twg
Tube length [m]
Single-phase liquid convection, subcooled wall, low void fractionsCondensation when the void is less than oneSingle-phase liquid convection at supercritical pressureSingle-phase vapor convection
HTC∆Twg
Feedwater‐tube outer wall
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
1.2
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10Void
frac
tion [
/]Tube length [m]
Mist pre-CHF flow Mist post-CHF flow Mist flowAnnular mist flow Slug flow Bubbly flow
Annular riser flow regimes
0
20000
40000
60000
80000
100000
-60
-40
-20
0
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
HTC
[W/m
^2K]
∆Twg
Tube length [m]
Subcooled nucleate boiling Saturated nucleate boilingSaturated transition boiling Saturated film boilingSingle-phase vapor convection
HTC∆Twg
Annular riser outer inner wall
Reinterpretazione campagne sperimentali TAPIRO in appoggio alla progettazione
dei sistemi LFR - CIRTEN-UNIROMA1
Un modello dettagliato del reattore TAPIRO è stato implementato in MCNPX per riprodurre la
configurazione sperimentale su cui sono state eseguite le misurazioni. Dal confronto fra i dati
(neutron flux intensity, spettro neutronico, reactionrates) nel canale di irraggiamento si è osservato un
buon accordo fra numerico e sperimentale
Distribuzione combustibile core Distribuzione temperatura
L’attività ha previsto:
Miglioramento dei moduli 1D/3D porosiImplementazione di modelli di turbolenza in mezzi porosiParallelizzazione del codice con GPU e CPU (PETSC) Implementazione di una interfaccia grafica (GUI)Calcoli di bloccaggio
LP3- Reattori di IV generazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
Sviluppo e validazione di codici per la termoidraulica di sistemi LFR
CIRTEN-UNIBO
LP3- Reattori di IV GenerazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
Accelerazioni iniziali per un “beyond design earthquake” (solo Ax usata nelle analisi preliminari)
-6
-4
-2
0
2
4
6
0 4 8 12 16 20 24Time (s)
Acce
lera
tion
(m/s
2 )
Ax Az Avert
0,0E+00
5,0E+07
1,0E+08
1,5E+08
2,0E+08
2,5E+08
0 2 4 6 8 10Time (s)
Stre
ss (P
a)
L’andamento delle tensioninon risente delle vibrazioni
Pressione idrodinamicail buckling dinamico
degli internals è evitato
Accel. orizzontale propagata tramite
l’ancoraggio del SV
modelli FEM dell’Edificio esterno e
RV
Il fenomeno dell’Interazione Fluido-Struttura indotto dalle sollecitazioni dinamiche da sisma è stato analizzato considerando l’influenza degli isolatori (fi = 0.5 Hz) utilizzando un codice di dinamica interattiva
Analisi scenari incidentali su sistemi LFR
CIRTEN-UNIPI
MYRRHA FASTEF e modello SIMMER-III
Velocità LBE Cond.stazionarie
Profilo assiale di temperaturanella seconda corona circolare
Transitorio:Un transitorio (ULOF) è stato simulato con SIMMER-III al fine di verificare la corretta funzionalità del modello. I risultati sono stati confrontati con quelli ottenuti attraverso l’uso di RELAP5.La dispersione del combustibile è stata simulata sia nel caso di circolazione naturale che forzata.
Stazionario:I risultati evidenziano una stratificazione termica del LBE nella regione dell’upper plenum;La velocità del LBE nella parte interna al core è ≈ 1.70 m/s mentre nel PHX è ≈ 0.84 m/s;Il flusso totale nel core calcolato è ≈ 8770 kg/s
LP3- Reattori di IV GenerazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
Analisi scenari incidentali su sistemi LFRCIRTEN-UNIPI
E’ stato studiata la dispersione del combustibile in un reattore di tipo LFR (MYRRHA FASTEF reactor)implementando un modello bidimensionale con simmetria cilindrica con un numero di celle 38x89
LP3- Reattori di IV generazioneATTIVITA’ CIRTEN PAR 2011
HYDRUS-1DHYDRUS-1D AMBERAMBER
I codici di calcolo (HYDRUS-1D, AMBER, PHREEQC, ecc.) per lo studio del trasporto dei radionuclidi sono un utile supporto alle attività di Safety Assessment e Monitoraggio Ambientale di un deposito di RWs(definizione dati di input, prestazioni funzionali in fase di sorveglianza, ecc)
Lo studio di fattibilità di una apparecchiatura sperimentale (camera di misura e circuito di prova) per la caratterizzazione del rilascio e migrazione dei prodotti di fissione in un LFR ha lo scopo di: 1) caratterizzare i rilasci gassosi, e.g. rateo di rilascio e composizione da pastiglie cilindriche di materiale ceramico; 2) misurare la permeazione (tasso di permeazione e composizione) dei prodotti gassosi attraverso le pareti (guaina); 3) Prove di funzionamento a regime di tipo isotermo con caratterizzazione della permeazione e corrosione.
Safety Assessment e Monitoraggio AmbientaleCIRTEN-POLITO