Applicazioni energetiche - Fusione

Analisi nucleari e di trasporto della radiazione a supporto della progettazione, del licensing e dell’integrazione dei componenti dei tokamak (ITER, DTT, DEMO, JT-60SA, JET). Si utilizzano codici Monte Carlo (MCNP, OpenMC), con i quali si riproducono geometrie csg e si effettua la valutazione di flussi neutronici, deposizione di calore nucleare (nuclear heating), danno da radiazione (dpa), attivazione dei materiali, dosi allo spegnimento (SDDR), produzione di trizio e progettazione di schermature.

Studio dei Single Event Effect (SEE) e Total Ionizing Dose (TID) su componenti elettroniche (SRAM, FPGA, Power Mosfet) sottoposte a irraggiamento neutronico. Tali studi sono condotti presso il Frascati Neutron Generator (FNG), dove si effettuano irraggiamenti con diversi setup e apparati sperimentali (e.g. GENeuSIS), nonché presso la facility HOTNES. L’analisi degli effetti viene condotta online o post-irraggiamento a seconda delle componenti irraggiate.

Progettazione, caratterizzazione e studio della risposta di rivelatori per neutroni termici e veloci. Oltre allo studio dei più comuni rivelatori per neutroni e gamma, si studiano rivelatori tipo scintillatori (Litihium Glass), rivelatori a semiconduttore (SiC, diamante) e fibre ottiche per dosimetria e rivelazione di particelle. L’attività comprende simulazioni Monte Carlo, test con sorgenti, utilizzo del Frascati Neutron Generator (FNG) con neutroni da 14 e 2.45 MeV e della facility per neutroni termici HOTNES.

In questa attività si svolgono calcoli Monte Carlo per il supporto degli esperimenti di benchmark al Frascati Neutron Generator (FNG). L’attività comprende la pre-analisi dell’esperimento nella quale si calcolano i flussi attesi nelle posizioni di misura sperimentali e i reaction rates dei rivelatori utilizzati. A valle dell’esperimento viene effettuata una post-analisi nella quale si fa il diretto confronto tra le grandezze calcolate e le grandezze misurate (C/E) utilizzando diversi set di librerie nucleari.

Esperimenti presso il Frascati Neutron Generator (FNG), con neutroni da 14 MeV (D-T) e 2,5 MeV (D-D), per validare codici di trasporto e librerie di dati nucleari (FENDL, JEFF, ENDF). Su mock-up composti di diversi materiali si misurano flussi e spettri neutronici, tassi di reazione con foglie di attivazione ed altre grandezze nucleari confrontandole, poi, con calcoli Monte Carlo e analisi di sensitività e incertezza.

La sorgente HOmogeneous Thermal NEutron Source (HOTNES) è una sorgente di neutroni termici di 241Am-B con uno yield nominale di 3.5x106 n/s incapsulata in una cavità cilindrica di 30 cm di diametro per 70 cm di altezza e cricondata da polietilene. La facility vienei utilizza per tarature, calibrazioni e caratterizzazione di rivelatori nonché per esperimenti di irraggiamento su campioni di diversa natura.

Definizione dell'architettura funzionale e progettazione dei sistemi per il recupero e il riciclo del combustibile (deuterio e trizio). Comprende la definizione dei processi, i bilanci di massa, il dimensionamento delle tecnologie e l’ottimizzazione delle prestazioni, al fine di garantire la riduzione degli inventari, delle perdite e dei rilasci.

Progettazione, realizzazione e validazione di sistemi basati su membrane selettive per la separazione, il recupero e la purificazione di idrogeno e dei suoi isotopi. L’attività comprende attività di modellazione, design, test sperimentali, integrazione impiantistica, con l’obiettivo di massimizzare efficienza e affidabilità operativa.

Studio e modellazione dei fenomeni di permeazione, ritenzione e rilascio del trizio nei materiali e nei processi, finalizzato alla valutazione dell’inventario di trizio nel ciclo del combustibile.

L’attività è dedicata allo sviluppo di tecnologie innovative per l’estrazione e il recupero del trizio da fluidi quali lega piombo-litio ed elio nei futuri impianti a fusione nucleare. L’obiettivo è garantire una gestione efficiente e sicura del combustibile, contribuendo allo sviluppo di reattori a fusione sostenibili e affidabili. Le attività comprendono la progettazione meccanica dei prototipi e un’approfondita selezione e caratterizzazione dei materiali destinati alle membrane metalliche, al fine di assicurare elevata permeabilità agli isotopi dell’idrogeno, compatibilità con l’ambiente operativo in termini di corrosione e massima efficienza del processo di estrazione del trizio.

L’attività è finalizzata alla validazione sperimentale di prototipi innovativi per l’estrazione del trizio dalla lega piombo-litio (PbLi), utilizzata nei futuri reattori a fusione. Le prove consentono di valutare le prestazioni dei sistemi in condizioni rappresentative di esercizio, analizzandone l’efficienza di estrazione, la permeazione degli isotopi dell’idrogeno, la compatibilità dei materiali e l’affidabilità operativa. I risultati ottenuti supportano l’ottimizzazione delle tecnologie e il loro futuro impiego su scala industriale.

Sistematica identificazione, valutazione e mitigazione degli eventi che possono compromettere la sicurezza dell’impianto, della popolazione e dell’ambiente, nel rispetto dei requisiti normativi e del principio ALARA. Comprende l’identificazione dei pericoli, l’analisi degli scenari incidentali, la valutazione dell’affidabilità di sistemi e fattori umani e la stima delle conseguenze radiologiche. Le principali metodologie includono FTA, ETA, MLD, HAZOP, HIRA e Human Factors Integration.

Stima preventiva delle dosi da radiazioni per i lavoratori addetti alla manutenzione di impianti a fusione in fase di progettazione. Le valutazioni, basate sulla definizione del campo di radiazione e dei tempi di manutenzione, consentono di stimare l’esposizione degli operatori e ottimizzare schermature, layout e procedure manutentive secondo il principio ALARA, garantendo il rispetto dei requisiti di radioprotezione e sicurezza durante l’intero ciclo di vita dell’impianto.

Identificazione delle sorgenti di rischio radiologico e quantificazione dei relativi inventari radioattivi e dei potenziali rilasci in condizioni operative e incidentali. Le attività includono analisi di attivazione e trasporto delle radiazioni mediante codici quali FISPACT-II, MCNP e OSCAR Fusion, supportando le valutazioni di sicurezza, il dimensionamento dei sistemi di confinamento e la protezione di lavoratori, popolazione e ambiente. Studi di sistemi diagnostici per la stima di inventari in-vessel (trizio e polveri attivate).

Raccolta e analisi dell’esperienza operativa di manutenzione a supporto delle valutazioni di rischio e sicurezza degli impianti a fusione. L’attività comprende l’analisi di dati storici relativi a guasti, manutenzioni e procedure operative e relativa durata, al fine di migliorare l’affidabilità degli impianti e prevenire il ripetersi di eventi indesiderati. Può includere la valutazione degli impatti dosimetrici sui lavoratori e dei potenziali rilasci ambientali associati alle attività di manutenzione.

Raccolta e analisi di dati di affidabilità nell’ambito della Task 5 dell’IEA ESEFP, mediante la condivisione di dati provenienti da impianti sperimentali a fusione quali JET, TLK, ASDEX-U, Tore Supra, TCV e LIPAc. Le attività comprendono la raccolta e classificazione dei guasti, l’analisi dei modi di guasto e la stima dei principali parametri di affidabilità (failure rate, errore standard e intervalli di confidenza). I risultati confluiscono nel database Fusion Component Failure Rate Database, utilizzato per studi di sicurezza e affidabilità.

Analisi di sicurezza probabilistica (PSA) per impianti a fusione finalizzata alla valutazione delle frequenze e delle conseguenze degli scenari incidentali. Le attività comprendono l'identificazione degli eventi iniziatori, la modellazione delle funzioni di sicurezza, la costruzione di alberi dei guasti e degli eventi, l'analisi dell'affidabilità di sistemi e operatori e la stima delle conseguenze radiologiche. I risultati supportano l'ottimizzazione del progetto e la riduzione del rischio complessivo.

Analisi di sicurezza deterministica (DSA) per impianti a fusione finalizzata alla verifica delle funzioni di sicurezza in scenari incidentali postulati, quali LOCA, perdita di vuoto, incendi, esplosioni di idrogeno ed eventi esterni. Le attività comprendono lo sviluppo di modelli di impianto e dello scenario incidentale mediante l'impiego di codici validati (quali MELCOR, ASTEC, CONSEN) per simulare l'evoluzione degli incidenti. Sono inoltre svolte analisi di incendio mediante FDS e studi di reattività dell'idrogeno tramite OpenFOAM.

Valutazioni di affidabilità e disponibilità degli impianti finalizzate a verificare la capacità di sistemi e componenti di svolgere le funzioni richieste garantendo sicurezza e continuità operativa. Le analisi riguardano vari sistemi del tokamak dalla camera da vuoto e relativi componenti in-vessel a sistemi del ciclo del combustibile, balance of plant,sistemi di riscaldamento ECH/NBI. Mediante analisi di tipo RAM, FMEA/FMECA,RBD identificano le componenti critiche, ottimizzando prestazioni, manutenzione e disponibilità dell’impianto.

Analisi volte a valutare gli impatti economici, sociali, industriali e ambientali associati alla realizzazione e all'esercizio di impianti a fusione, supportando le decisioni strategiche, tecnologiche e di investimento nelle diverse fasi del progetto.Attività principali: valutazione dei costi di costruzione dell'impianto e l'analisi dell'utilizzo di materie prime specifiche per la tecnologia produzione energetica da fusione nucleare .

L’attività consiste nello svolgimento di analisi termoidrauliche di sicurezza mediante l’impiego di codici di calcolo per la simulazione di sistemi complessi e reattori a fusione tipo tokamak. Le analisi riproducono transitori operativi e scenari incidentali attraverso modelli multifase e multifisici, includendo fenomeni di scambio termico, dinamica dei fluidi e interazioni metallo liquido/acqua. L’approccio consente la valutazione quantitativa delle condizioni di sicurezza e l’identificazione dei margini operativi dei sistemi in configurazioni reali e di progetto.

Mediante la misura dei prodotti di fusione delle reazioni DD e DT è possibile risalire a delle informazioni riguardanti i parametri del plasma termonucleare, ad esempio la potenza di fusione (tramite la misura della resa neutronica e del suo profilo radiale nel tokamak) e la temperatura degli ioni (misura dello spettro neutronico).

La Radial Neutron Camera (RNC) è una diagnostica di ITER progettata per misurare i neutroni non collisi da 14 MeV e 2,5 MeV prodotti dalle reazioni di fusione deuterio-trizio (DT) e deuterio-deuterio (DD), attraverso una schiera di rivelatori che copre una sezione poloidale del plasma lungo linee di vista (LOS) collimate. L'attività, in parte finanziata da Fusion for Energy (F4E), è realizzata da un consorzio di istituti di ricerca europei coordinati da ENEA.

Progettazione, realizzazione, installazione e commissioning del set di diagnostiche DTT per la misura dell’emissione di neutroni e runaway electrons, questi ultimi tramite misure di radiazione di bremsstrahlung e sincrotrone, previste sin dalle prime operazioni della macchina. Il set comprende un sistema per misure di attivazione neutronica, camere a fissione, contatori BF3, scintillatori, rivelatori a diamante sintetico e REIS (Runaway Electron Imaging and Spectroscopy).

Sviluppo di dispositivi elettronici resistenti alle radiazioni, basati su diamante sintetico, per la rivelazione di neutroni e fotoni in ambito prevalentemente fusionistico. Si parte dalla sintesi del diamante da fase gassosa mediante un reattore CVD (Chemical Vapor Deposition), per arrivare alla realizzazione del dispositivo con evaporazione di film metallici tramite fascio di elettroni, fino alla realizzazione dell'elettronica di front-end.

Nei tokamak in certe condizioni (quali bassa densità o disruzioni) il campo elettrico puo' accelerare gli elettroni a velocita' relativistiche con energie di decine di MeV. Tali elettroni vengono chiamati runaway electrons. A causa della loro energia possono provocare danni alle strutture del tokamak e quindi, in particolare in vista della costruzione di ITER, è in corso una notevole attività teorica e sperimentale per studiarli in modo da mitigarne gli effetti o controllarli.

Sviluppo ed integrazione all’interno dell’ambiente IMAS (Integrated Modelling & Analysis Suite) di un gemello digitale della diagnostica ITER Radial Neutron Camera (RNC), in grado di simulare il processo di misura e stimare parametri di plasma quali emissività neutronica, temperatura ionica e rapporto di densità deuterio-trizio. L’integrazione in IMAS consente di accedere ad un database comune di scenari, condividere e validare i risultati e includere la RNC in workflow di simulazione complessi.

L’attività riguarda lo sviluppo e l’implementazione di procedure operative d’impianto per sistemi sperimentali usati in ambito fusione nucleare, includendo funzioni di controllo, interlock e sicurezza. Comprende la definizione delle sequenze operative, la traduzione in logiche di automazione e supervisione e l’integrazione nei sistemi di controllo per garantire l’esercizio sicuro e affidabile dell’impianto.

L'attività prevede lo sviluppo di sistemi di misura avanzati basati su tecnologa in fibra ottica, per il monitoraggio della condizione operativa dell'apparato di fusione. Tale monitoraggio interessa sia le strutture meccaniche sia i componenti tecnologici, e risulta pienamente immune ai disturbi elettromagnetici. La tecnologia è idonea alla escuzione sia di misure puntuali sia di misure distribuite, ed opera sia in regime quasi-statico sia in regime dinamico.

Progettazione e sviluppo di sistemi di alimentazione, di conversione e di protezione di magneti superconduttori per macchine a fusione nucleare, in particolare per DTT (Divertor Tokamak Test) e DEMO (nelle versioni FPP – Fusion Pilot Plant / FOAK – First Of A Kind). Queste attività di ricerca sono finanziate dall'EUROfusion Programme incluso R&D su particolari componenti di potenza come interruttori completamente meccanici, statici e/o ibridi; l’uso di Silicon Carbide SiC Varistor; Pyrobreaker Backup protection.

Sviluppo e progettazione di sistemi innovativi di conversione AC/DC sia in alta corrente che in alta tensione con topologie basate su modularità e su scalabilità, connettendo in serie e parallelo dei moduli di potenza per adeguare le caratteristiche della tensione e corrente di uscita. Inoltre, si prevede di utilizzare dispositivi di potenza basati su tecnologie SiC e/o MOSFET, capaci di aumentare l’efficienza e basse perdite di commutazione. Questa attività di R&D sarà finanziata sia dall' EUROfusion Programme che da programmi di ricerca nazionali.

Le flux pump sono sistemi di alimentazione in corrente continua (DC) senza contatti elettrici diretti con il carico, progettati per caricare e alimentare magneti superconduttori. Fornendo energia ai magneti in modo induttivo o tramite commutazione, consentono di minimizzare le perdite, gli ingombri e il ripple sul carico. Su questa tecnologia, sta operando uno spin-off di ENEA denominato Magnetic Future.

Per ottimizzare le prestazioni delle alimentazione elettriche per la fusione e delle protezioni di magneti, il gruppo di ricerca ha introdotto l'uso di supercondensatori e varistori a Silicon Carbide (SiC). I supercondensatori sono dispositivi di accumulo di energia in grado di generare potenze elevate, come quelle richieste dai carichi degli esperimenti di fusione. I varistori consentono di scaricare le enormi energie imagazzinate nei magneti con un buon compromesso tra velocità di scarica e tensione applicata. Su tutti questi dispositivi sono in corso attività di test e di modellazione.

L'infrastruttura DTT richiede una progettazione dedicata dei sistemi elettrici a causa dei fortissimi transitori generati dai magneti e dai sistemi di riscaldamento addizionale. Sono necessari studi per dimensionare correttamente la rete di distribuzione, i cavi e le protezioni e verificare, tramite simulazioni, la stabilità del sistema elettrico sia in condizioni di regime sia durante transitori impulsivi o guasti.

Lo studio dell’interazione plasma-parete è fondamentale per la progettazione dei componenti affacciati al plasma (PFC). La comprensione teorica dei fenomeni e la loro verifica, effettuata tramite codici di simulazione specifici o dedicati, vengono applicate alla stima dei carichi termici e dell'erosione da sputtering. Inoltre, l'analisi sperimentale dei processi di assorbimento e desorbimento dell’idrogeno – combustibile della reazione di fusione nucleare – è condotta nell’ impianto sperimentale, TDS (Thermal Desorption Spectroscopy) realizzato negli anni 90 e recentemente aggiornato per studi ad altissime temperature (fino a 2000°C) rilevanti per lo studio dei componenti del divertore.

Un team di progettisti e ingegneri energetici e aerospaziali, specializzati nella modellazione e verifica tramite codici a elementi finiti (come ANSYS Mechanical o ABAQUS) e fluidodinamici (CFX e FLUENT), è attivamente impegnato nella progettazione dei componenti affacciati al plasma (PFC) della macchina sperimentale italiana DTT. Il gruppo contribuisce inoltre allo sviluppo dei PFC per i principali dispositivi da fusione europei (ITER, COMPASS-U, Wendelstein 7-X) e internazionali, come nel caso del divertore in tungsteno per il tokamak giapponese JT-60SA.

I metalli liquidi impiegati come materiali di prima parete rappresentano una delle soluzioni più promettenti per il divertore dei futuri reattori a fusione. La capacità di tollerare i prolungati carichi termici di un impianto a ciclo continuo, l'autoriparazione dei danni superficiali e la bassissima ritenzione di trizio e interazione con il plasma rendono questa tecnologia di estremo interesse. Tuttavia, la gestione dell'elevata corrosività dei metalli liquidi nei confronti dei materiali strutturali tradizionali richiede un design ingegneristico avanzato e introduce sfide complesse prima dell'applicazione su scala industriale.

Il divertore rappresenta il componente chiave per lo smaltimento dei carichi termici estremi nella macchina sperimentale DTT (Divertor Tokamak Test). Il gruppo di ricerca è interamente responsabile del ciclo di sviluppo del primo divertore del tokamak, coprendo le fasi di progettazione concettuale ed ingegneristica, e le relative verifiche strutturali e termoidrauliche avanzate. L'attività si estende alla prototipazione dei moduli e alla loro successiva qualifica formale. Questo processo include test ad alto flusso termico (High Heat Flux test) condotti in ambito EUROFusion nelle facility di GLADIS (IPP-MPI- Germania) e HADES (CEA-Francia) volti a validare la tenuta dei giunti e l'integrità strutturale del componente in condizioni operative reali, garantendo il soddisfacimento dei severi requisiti richiesti per il funzionamento di DTT.

La Prima Parete rappresenta la prima linea di difesa della camera da vuoto di DTT, progettata per schermare la struttura dai flussi termici radiativi e dalle particelle cariche provenienti dal plasma. Il gruppo copre l'intero ciclo di sviluppo di questo componente critico, partendo dal design ingegneristico e dalle verifiche termomeccaniche e fluidodinamiche necessarie a garantirne la stabilità in scenari operativi normali e in caso di disruzioni del plasma. L'attività prosegue con la prototipazione dei moduli e la qualifica tecnologica dei materiali d'armatura e dei sistemi di ancoraggio. Attraverso rigorosi test di validazione termo-meccanica e controlli non distruttivi avanzati, viene assicurata l'affidabilità a lungo termine del componente all'interno del tokamak.

Lo sviluppo di soluzioni avanzate per i futuri reattori a fusione richiede un profondo sforzo di innovazione nella scienza dei materiali e nelle tecnologie metallurgiche avanzate. L'attività del gruppo si focalizza sulla progettazione e sulla manifattura di materiali e giunti innovativi per i componenti affacciati al plasma (PFC). In particolare, la ricerca affronta lo sviluppo di tecnologie di giunzione tra materiali dissimili, con un focus specifico sulle tecnologie rame-tungsteno (Cu-W) e sui processi di diffusion bonding per scambiatori termici ad altissime prestazioni. Lo studio include l'analisi dettagliata dei fenomeni di scorrimento e fatica (creep-fatigue) e l'accoppiamento termomeccanico dei monoblocchi in tungsteno, garantendo la massima affidabilità strutturale sotto i flussi termici estremi previsti per i divertori di nuova generazione.

La validazione sperimentale delle proprietà dei materiali e l'affidabilità dei componenti reali rappresentano l'anello di congiunzione fondamentale tra la modellazione teorica e l'esercizio nei reattori a fusione. Il gruppo si occupa della caratterizzazione approfondita di provini strutturali, giunti tra materiali dissimili e prototipi in scala, determinandone le risposte termomeccaniche sotto stress estremi. L'attività prevede la misura delle conducibilità termiche, dei coefficienti di espansione e la valutazione della resistenza a trazione, fatica e scorrimento (creep) in ampi intervalli di temperatura.

I superconduttori sono materiali che, sotto una certa temperatura critica e un campo magnetico critico, hanno resistenza elettrica nulla. Sono cruciali in applicazioni legate al trasferimento di energia e alla produzione di magneti per alti campi come per la fusione. L’attività comprende l’ottimizzazione di materiali tradizionali (leghe di niobio), lo studio dei più moderni materiali ad alta temperatura critica (cuprati) e la ricerca di base sui nuovi superconduttori, tra i quali i materiali a base ferro.

L’attività riguarda la deposizione, con tecniche sia chimiche che fisiche, di film sottili di materiali superconduttori a base di terre rare e a base di ferro, oltre che di altri tipi di ossidi funzionali. Questi materiali sono strategici in quanto il punto di partenza per le tecnologie relative alla fusione. Le attività comprendono la crescita di strati sottili altamente ordinati su substrati metallici e ceramici, nonché lo sviluppo di nastri superconduttori ad alte prestazioni.

Le proprietà dei materiali superconduttori dipendono dalla stechiometria, dalla struttura cristallina e dalla microstruttura, oltre che da caratteristiche fisiche come densità e omogeneità. Inoltre, la morfologia su scala microscopica è spesso legata alla struttura cristallina del materiale. Queste proprietà possono essere indagate con tecniche come diffrattometria a raggi X, microscopia elettronica a scansione, diffrazione di elettroni retrodiffusi e spettroscopia e dispersione di energia e microscopia a forza atomica.

La caratterizzazione dei materiali superconduttori si basa sulla determinazione delle principali grandezze che definiscono lo stato superconduttivo, quali temperatura critica, campo critico e densità di corrente critica. Tali proprietà vengono investigate mediante misure corrente-tensione (I-V), per lo studio delle caratteristiche di trasporto e della corrente critica, e misure magnetometriche VSM, finalizzate all’analisi della risposta magnetica, dei processi di magnetizzazione e delle perdite associate.

La progettazione di cavi HTS è fondamentale in quanto i magneti HTS sono oramai decisivi per la fusione a confinamento magnetico. In particolare, si disegnano, producono e collaudano prototipi basati sul concetto di stack di nastri REBCO, con prestazioni adeguate in condizioni rappresentative per la fusione (corrente e campo magnetico elevati), e in grado di validare tecniche e attrezzature industriali per la loro produzione. A supporto, l’uso di codici di simulazione, e la progettazione di elementi ausiliari fondamentali come le giunzioni agli adduttori di corrente e fra lunghezze di conduttore HTS.

Progettazione, completa di analisi strutturali e termo-idrauliche, di cavi e magneti superconduttivi ad alta e bassa temperatura critica (HTS e LTS), sia operanti in condizioni stand-alone sia come interi sistemi magnetici, in particolare per reattori dedicati allo sviluppo della fusione nucleare e per applicazioni volte alla generazione ed alla trasmissione di energia elettrica. Progettazione dei componenti ausiliari quali adduttori e passanti (da temperatura ambiente a temperature criogeniche) di corrente, sistemi di rilevazione e protezione del quench. Studio e definizione delle interfacce.

La Frascati Cold Coil Test Facility (FCCTF) è dedicata alla caratterizzazione e qualifica di magneti, cavi e componenti superconduttivi ad alta corrente in condizioni criogeniche. Le attività comprendono prove fino a circa 45 kA e 4,5 K, verifica dei sistemi di alimentazione, rilevazione e protezione del quench, caratterizzazione di cavi LTS e HTS e studio delle interfacce elettriche, criogeniche e di misura, per applicazioni nel settore della fusione e in sistemi ad alta potenza e alta energia.

L'attività consiste nella caratterizzazione fisica e chimica dei materiali adottati nell'ambito di sistemi e componenti candidati ad essere utilizzati nei futuri reattori a fusione nucleare. Tali attività si avvalgono di strumentazione quale Microscopio a Scansione Elettronica (SEM), Diffrattometria e Raggi X (XRD), microspoci ottici, Calorimetria Differenziale (DSC), Spettometro ad Emissione Ottica (ICP-OES).

L'attività consiste nell'esecuzione di prove meccaniche (quali fatica, creep, creep-fatica, ecc…) su materiali candidati ad essere utilizzati come materiali strutturali nei futuri reattori a fusione nucleare.

L’attività consiste nello studio del comportamento dei materiali esposti alla lega piombo-litio (PbLi) in condizioni rappresentative dei futuri sistemi a fusione nucleare. Le attività comprendono prove di corrosione a lungo termine in metallo liquido stagnante, studi sulla chimica del PbLi e sviluppo di tecniche per il controllo della composizione chimica e delle condizioni operative. I risultati consentono di qualificare materiali strutturali destinati ad operare in ambienti estremamente aggressivi ad alta temperatura, contribuendo alla sicurezza e all’affidabilità dei futuri sistemi di energia da fusione.

La caratterizzazione dei materiali e delle tecniche per l’estrazione del trizio dalla lega PbLi rappresenta un aspetto fondamentale per garantire un efficiente ciclo del combustibile nei sistemi a fusione nucleare, in quanto il trizio deve essere prodotto ed estratto dalla lega liquida per poter essere usato come combustibile per la reazione di fusione. Le attività comprendono la selezione dei materiali, il design di sistemi di estrazione degli isotopi di idrogeno dalla lega liquida e il conseguimento di campagne sperimentali con l’obiettivo finale di analizzare le performance di estrazione degli isotopi di idrogeno in condizioni rilevanti per il reattore a fusione.

L'attività consiste nello sviluppo di tecniche per la deposizione di rivestimenti sottili (coatings) atti a proteggere i materiali strutturali dei futuri reattori a fusione nucleare (limitazione della corrosione), a limitare fenomeni che possono rappresentare un rischio per la sicurezza (permeazione del trizio), ecc...

L'attività consiste nella messa a punto di linee guida e procedure per la caratterizzazione di materiali sottoposti a condizioni operative estremamente gravose (esposizione a metalli liquidi, alte temperature, ecc.) tipiche dei reattori a fusione nucleare partendo da normative esistenti (ISO, ASTM, ecc.) che regolamentano i test su materiali in altri ambienti operativi (aria, acqua, ecc.).

Esecuzione di misure di caratterizzazione post-irraggiamento su materiali di diversa matrice mediante tecniche ottiche e spettroscopiche non distruttive o minimamente invasive, per la valutazione quantitativa e qualitativa delle alterazioni radioindotte delle proprietà strutturali, composizionali e funzionali conseguenti all’esposizione a radiazioni gamma.

Sviluppo di sistemi per la manipolazione remotizzata degli elementi di prima parete dei reattori a confinamento magnetico di tipo Tokamak. Progettazione meccanica ed elettrica, produzione e assemblaggio, integrazione di sistema e collaudo e messa in servizio di bracci robotici in grado di movimentare componenti di massa e dimensioni elevate con precisione del decimo del millimetro in condizioni ambientali caratterizzate da vincoli stringenti in termini di contaminazione e che richiedendo un’elevata affidabilità e ridondanza dei sistemi.

Progettazione del Balance of Plan pulsato per l’asportazione del calore dalla prima parete dei reattori a fusione a confinamento magnetico. Integrazione del sistema di asportazione del calore con l’edificio reattore, con il criostato del tokamak e con i moduli di prima parte. Sviluppo della strumentazione per la misura delle portate, pressioni e temperatura nel BoP.

Sviluppo di rivestimenti protettivi per reattori nucleari a fusione. Realizzazione di rivestimenti protettivi alla corrosione e/o erosione nei confronti di metalli liquidi in grado di svolgere anche funzione di barriere alla permeazione degli isotopi dell’idrogeno. Analisi, sviluppo e caratterizzazione dei rivestimenti protettivi: caratterizzazione del comportamento alla corrosione, del rateo di permeazione e caratterizzazione meccanica. Supporto all’industrializzazione del processo.

L'attività consiste nello sviluppo, progettazione ed ottimizzazione di diversi concetti di breeding blanket utilizzando strumenti di modellazione geometrica e eseguendo analisi termoidrauliche e termomeccaniche avvalendosi di codici numerici ai volumi finiti ed agli elementi finiti. L'attività può consistere di diverse fasi al termine delle quali viene costantemente verificata la rispondenza del design ai requisiti di progetto e la conformità alle norme dettate dai codici di progettazione nucleare (e.g. ASME BPVC, RCC-MRx, ecc.)

L'attività consiste nello sviluppo, progettazione ed ottimizzazione di balance of plant per reattori a fusione nucleare utilizzando strumenti di modellazione geometrica e eseguendo analisi termoidrauliche e termomeccaniche avvalendosi sia di codici di ssitema, sia di codici numerici ai volumi finiti ed agli elementi finiti. L'attività può consistere di diverse fasi al termine delle quali viene costantemente verificata la rispondenza del design ai requisiti di progetto e la conformità alle norme dettate dai codici di progettazione nucleare (e.g. ASME BPVC, RCC-MRx, ecc.)

L'attività riguarda la progettazione e lo sviluppo di circuiti operanti con litio liquido. Tali sistemi possono essere utilizzati per la successiva interazione con particelle nucleari al fine di produrre neutroni e/o evacuare la potenza termica generata dall'interazione con tali particelle. L'attività riguarda sia la progettazione dei sistemi in termini di diagrammi d'impianto, sia la valutazione delle prestazioni termoidrauliche e termomeccaniche, sia la definizione della strumentazione e delle attrezzature ancillari necessari al funzionamento dell'impianto.

L'attività consiste nell'esecuzione di test sperimentali volti a determinare la resistenza di specifici materiali strutturali (in particolar modo acciai) all'azione di corrosione ed erosione esercitata da Litio liquido fluente. A tal fine viene impiegata la facility Lifus 6 presente nel CR del Brasimone, la quale consente di operare a temperatura fino a 350°C, con una velocità del Litio fino a 15 m/s, e con una concentrazione di impurezze in Litio contenuta entro limiti definiti. La resistenza del materiale testato viene valutata in base alla sua variazione di massa, nonchè di morfologia e composizione superficiale.

L'attività consiste nella definizione di processi e materiali in grado di ridurre il più possibile il contenuto di impurezze non metalliche contenute all'interno del Litio liquido. In particolare, attraverso l'impiego della facility ANGEL presente nel CR del Brasimone, è possibile quantificare la capacità, da parte di specifici materiali solidi (getter), di assorbire l'Azoto dal Litio e trattenerlo al loro interno, in funzione della temperatura (fino a 650°C) e della durata del processo, del rapporto fra la massa del Litio e quella del getter, dell'area superficiale specifica del getter.

L'attività consiste nello studio, nel design, nella realizzazione e nell'impiego sperimentale di un dispositivo atto a monitorare in tempo reale la possibile contaminazione del Litio liquido fluente all'interno di un circuito. Il dispositivo (Resistivity Meter) opera misurando in maniera estremamente sensibile il valore istantaneo della resistenza elettrica del Litio, che risulta tanto maggiore quanto maggiore è il contenuto totale di impurezze dissolte al suo interno.

L’attività consiste nella progettazione e nell’analisi di sistemi e componenti per reattori a fusione nucleare, mediante l’impiego di codici di calcolo termoidraulici e termomeccanici. Comprende inoltre la definizione di campagne sperimentali e la verifica della conformità ai principali codici e standard di progettazione nucleare (ASME BPVC, RCC-MRx) e alle normative applicabili in materia di componenti in pressione, sicurezza nucleare, sismica ed elettrica.

L’attività consiste nello sviluppo e nella caratterizzazione di sistemi di acquisizione dati e controllo per impianti sperimentali a supporto di reattori a fusione nucleare, mediante l’integrazione di elettronica di potenza, sensoristica, sistemi di misura e software di supervisione e controllo. Comprende la definizione dell’architettura del sistema, l’implementazione delle catene di acquisizione dati e delle logiche di controllo, nonché le attività di verifica, commissioning e messa in servizio degli impianti.

La lega piombo-litio (PbLi), candidata come materiale funzionale nei futuri reattori a fusione, presenta condizioni operative particolarmente severe e caratteristiche fisico-chimiche che rendono inadeguata la strumentazione commerciale convenzionale. L' attività di ricerca è dedicata allo sviluppo, alla realizzazione e alla validazione di sensori e dispositivi innovativi, quali misuratori di pressione, portata e livello, progettati specificamente per operare a temperature fino a 550 °C e in presenza di metallo liquido. Le attività comprendono la progettazione, la selezione dei materiali, la caratterizzazione sperimentale e la qualificazione dei prototipi, con l'obiettivo di fornire soluzioni affidabili per il monitoraggio e il controllo dei futuri impianti a fusione.

Lo studio del trasporto dell’idrogeno e dei suoi isotopi nei materiali strutturali e funzionali del reattore rappresenta un aspetto cruciale per lo sviluppo dei sistemi a fusione nucleare. Il trizio è infatti una risorsa di estrema importanza, e il suo comportamento nei materiali influenza direttamente aspetti di sicurezza del reattore e gestione del combustibile. L’attività di ricerca è focalizzata sulla determinazione delle proprietà di trasporto fondamentali, tra cui diffusività, solubilità e proprietà superficiali, in condizioni rappresentative per il reattore a fusione. Le attività comprendono l’esecuzione di campagne sperimentali per la misura delle proprietà di trasporto su molteplici materiali, con l’obiettivo di ricavare valori affidabili per la previsione del comportamento degli isotopi dell’idrogeno nei sistemi a fusione.

L’attività riguarda la progettazione, la caratterizzazione sperimentale e il collaudo di prototipi di scambiatori di calore e componenti operanti con metalli liquidi. Le prove sperimentali consentono di analizzare le prestazioni termoidrauliche, i meccanismi di trasferimento del calore e il comportamento dei componenti in condizioni operative rappresentative.

L'attività riguarda la progettazione, la supervisione alla realizzazione, il testing e la caratterizzazione sperimentale di sezioni di prova per la fusione esposte ad intensi flussi termici (>0.2 MW/m²). I flussi termici sono generati per mezzo di riscaldatori elettrici o cannoni a fascio di elettroni (Electron Beam Gun) e riproducono gli effetti termici indotti dal plasma sui componenti di prima parete. I test sperimentali si prefiggono lo scopo di verificare l'efficacia del design messo a punto e di raccogliere dati sperimentali che possano migliorare la conoscenza dei fenomeni di scambio termico tramite la messa a punto di correlazioni numeriche sviluppate ad-hoc per la configurazione oggetto dello studio.

L'attività consiste nella realizzazione di sezioni di impianti e/o componenti su scala ridotta per il loro successivo esercizio in condizioni simili a quelle in cui il sistema e/o componente si troverà ad operare nella realtà.

Le campagne di irraggiamento possono utilizzare i canali sperimentali a disposizione dei due reattori: il TRIGA RC1 per il campo termico e il RSV TAPIRO per il campo veloce. I dispositivi elettromeccanici possono essere irraggiati sotto alimentazione elettrica. L'irraggiamento sarà possibile solo dopo un accurato studio di fattibilità che permetta di valutare tempo di irraggiamento, compatibilità del materiale e della richiesta con le prescrizioni di impianto e le norme di radioprotezione

I test si dividono in due ambiti: 1. Campagne di irraggiamento che possono utilizzare i canali sperimentali a disposizione dei due reattori, TRIGA RC1 (campo termico) e RSV TAPIRO (campo veloce). I componenti possono essere irraggiati sotto alimentazione elettrica; sarà possibile valutare il danneggiamento da radiazione. L'irraggiamento avverrà dopo un accurato studio di fattibilità per valutare tempo di irraggiamento, compatibilità del materiale e della richiesta con le prescrizioni di impianto e le norme di radioprotezione; 2. Test di qualifica e di irraggiamento gamma, utili per la verifica della resistenza a radiazione di sistemi e componenti da impiegare per applicazioni in ambito nucleare da fusione; possibilità di simulare in condizioni controllate l'ambiente radiativo ed ambientale (temperatura, atmosfera) in cui il sistema di interesse viene utilizzato, per determinarne la durata della vita operativa, il corretto funzionamento oppure gli effetti indotti dalla radiazione.

I reattori nucleari di ricerca TRIGA RC1 e RSV TAPIRO sono delle sorgenti di neutroni con caratteristiche uniche sia per intensità che per spettro energetico. In tale ambito è possibile progettare esperienze per la valutazione dell'efficacia di schermi per le radiazioni neutroniche e gamma.

L’attività comprende lo studio del comportamento di componenti sottoposti a elevati carichi termici, flussi di calore e condizioni operative estreme tipiche dei reattori a fusione nucleare. La validazione dei modelli consente di verificare l’accuratezza predittiva dei codici, identificare eventuali discrepanze tra risultati numerici e sperimentali e migliorare gli strumenti di simulazione a supporto della progettazione e dell’ottimizzazione dei componenti.

L’attività comprende lo studio di sistemi complessi in condizioni operative tipiche dei reattori a fusione nucleare. La validazione dei modelli consente di verificare l’accuratezza predittiva dei codici, identificare eventuali discrepanze tra risultati numerici e sperimentali e migliorare gli strumenti di simulazione a supporto della progettazione e dell’ottimizzazione di tali sistemi.

L’attività consiste nello sviluppo di metodi di accoppiamento tra codici termoidraulici per la simulazione multi-scala di sistemi complessi, a supporto della progettazione e delle analisi di sicurezza deterministiche in reattori a fusione a confinamento magnetico di tipo tokamak (ITER, DEMO). Le metodologie integrano codici di sistema e codici locali (CFD e coarse-mesh), consentendo la rappresentazione coerente di fenomeni multifase e multifisici, inclusi transitori e interazioni metallo liquido–acqua.

L’accurata modellazione del trasporto dell’idrogeno e dei suoi isotopi, quali deuterio e trizio, è essenziale per supportare la progettazione e le analisi di sicurezza dei sistemi a fusione nucleare. L’attività di ricerca è focalizzata sullo sviluppo di modelli fisico-matematici avanzati e sulla loro implementazione in codici numerici dedicati, in grado di descrivere fenomeni quali diffusione, permeazione e interazione con i materiali in condizioni operative realistiche. Le attività comprendono la definizione dei modelli teorici e la loro validazione confrontandoli con risultati sperimentali, con l’obiettivo di fornire strumenti predittivi affidabili per l’analisi e l’ottimizzazione dei sistemi a fusione.

L’attività consiste nel modellare il comportamento chimico dell’acqua nei circuiti di raffreddamento in condizioni di temperatura e irraggiamento rappresentative del funzionamento previsto. L’obiettivo è valutare la formazione e l’evoluzione delle principali specie chimiche generate dalla radiolisi dell’acqua, in particolare quelle che possono influenzare la corrosione e la compatibilità dei materiali, come H₂O₂ e O₂. L’analisi consente di individuare come le condizioni locali modifichino la composizione dell’acqua nei diversi tratti del sistema, supportando la valutazione di strategie di mitigazione chimica e la definizione dei parametri di esercizio più idonei.

L’attività riguarda lo sviluppo di metodi, modelli e codici di calcolo per la simulazione di fenomeni termoidraulici e multifisici in sistemi di fusione a confinamento magnetico di tipo tokamak (ITER e DEMO), a supporto delle analisi di sicurezza deterministiche.

Particolare attenzione è dedicata alle attività di verifica e validazione (V&V) e alla qualifica dei codici, tramite confronto con dati sperimentali e benchmark numerici, per garantirne l’affidabilità in scenari operativi e accidentali.

L’attività riguarda la progettazione e l’esecuzione di campagne sperimentali finalizzate alla riproduzione di fenomeni caratteristici dei sistemi a fusione nucleare. I dati acquisiti vengono analizzati e utilizzati per la validazione e la qualificazione dei codici numerici impiegati nella simulazione e nella previsione del comportamento dei sistemi studiati.