Applicazioni energetiche - Fissione

Sviluppo di approcci alla progettazione di nocciolo che integrano requisiti e vincoli di sicurezza e tecnologici, insieme a obiettivi di performance – anche relativi al ciclo del combustibile – “by design” (es.: “walk-away reactor”, reattore adiabatico, approccio “42-0” per ADS). Definizione dell’impianto gestionale per la progettazione di nocciolo secondo pratiche di ingegneria dei sistemi. Applicazione dell’approccio integrato sin dalla fase iniziale di definizione del concetto.

Creazione e verifica di modelli dettagliati di nocciolo e di sistema per codici di tipo deterministico (es.: ERANOS per reattori veloci, APOLLO2 per reattori termici) e Monte Carlo (es.: MCNP, Serpent). Esecuzione di analisi per la completa caratterizzazione neutronica di nocciolo (quali calcoli di criticità, bruciamento, anti-reattività dei sistemi di controllo e spegnimento, controreazioni, ecc.). Analisi di sensibilità e incertezza dei principali parametri neutronici.

Creazione e verifica di modelli dettagliati di nocciolo per codici di tipo a sotto-canale (es.: ANTEO+) e CFD (es.: OpenFOAM). Esecuzione di analisi per la completa caratterizzazione termoidraulica di nocciolo (quali calcoli di perdite di carico, distribuzione di temperatura del refrigerante e delle guaine, by-pass, ecc.). Analisi di canale caldo e macchia calda per singolo elemento e intero nocciolo secondo l’approccio semi-statistico.

Creazione e verifica di modelli rappresentativi di barretta per un reattore veloce con codice proprietario dedicato (TEMIDE). Esecuzione di analisi di “fuel performance” in condizioni stazionarie e transitorie per la progettazione e la verifica termomeccanica di barretta (quali calcoli di rilascio dei gas di fissione, integrità della guaina, ecc.).

Creazione e verifica di modelli rappresentativi di elemento e di intero nocciolo per un reattore veloce con codici proprietari dedicati. Esecuzione di analisi per la progettazione e la verifica termomeccanica di elemento e di nocciolo (quali calcoli di deformazione di elemento, interazione fascio/fodero, deformata di equilibrio di nocciolo, effetti di reattività, carichi da interazione in caso di ricarica del combustibile, ecc.).

Studi di controllo e verifica dei parametri principali di interesse per reattori critici e sottocritici, grazie all'utilizzo di codici di calcolo ben strutturati e innovativi. E' possibile effettuare studi di monitoraggio del livello di reattività sia on-line che off-line, studi di sensitività, incertezze e loro propagazione. E' inoltre possibile effettuare studi perturbativi per la valutazione di eventi anomali e /o incidentali.

I flussi neutronici del reattore RSV TAPIRO, ovvero le caratteristiche dello spettro energetico e di intensità, permettono la progettazione ed esecuzione di campagne sperimentali finalizzate alla misura delle sezioni d'urto di attinidi e alla riduzione dell'incertezza relativa.

Elaborazione di progetti di schermi in funzione di possibili vincoli sulla geometria (forma e dimensioni) e sui materiali (e loro combinazione). Creazione e verifica di modelli dettagliati degli schermi con codici di trasporto di tipo Monte Carlo (es.: MCNP). Esecuzione di analisi di schermaggio – anche con tecniche avanzate di riduzione della varianza – per la verifica degli schermi (quali calcoli di danneggiamento alle strutture, calcoli di attivazione, calcoli di dose, ecc.).

Analisi della concentrazione del trizio e sviluppo di sistemi per il monitoraggio del trizio per reattori Lead Fast Reactor e Sodium Fast Reactor. Prototipazione della strumentazione di misura del trizio per metalli liquidi e validazione sperimentale. Misura della solubilità del trizio nel piombo per reattori LFR. Progettazione dei sistemi di estrazione del trizio da fase gassosa e da metalli liquidi.

L’attività consiste nella progettazione e nell’analisi di sezioni di prova e campagne sperimentali riproducenti componenti di reattori a fissione di IV generazione refrigerati a metallo liquido.

L'attività consiste nello sviluppo, progettazione ed ottimizzazione di sistemi e componenti usati in reattori di IV generazione raffreddati a metallo liquido 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 nella progettazione di sistemi e componenti usati in reattori a fissione nucleare IV generazione raffreddati a metallo liquido utilizzando codici termomeccanici agli elementi finiti e seguendo le prescrizioni dettate dai codici di progettazione nucleare (e.g. ASME BPVC, RCC-MRx, ecc.)

L’attività riguarda lo sviluppo e l’implementazione di procedure operative d’impianto per sistemi sperimentali a supporto di reattori a fissione di IV generazione raffreddati a metallo liquido, 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 consiste nello sviluppo di sinottici di impianto e nella programmazione di applicazioni in ambiente LabVIEW per la supervisione, l’acquisizione di dati e il controllo di impianti sperimentali a supporto di reattori a fissione di IV generazione raffreddati a metallo liquido. Comprende la realizzazione di interfacce operatore, l’implementazione delle logiche di monitoraggio e controllo e l’integrazione con la strumentazione dell’impianto.

Sviluppo e applicazione di metodologie di analisi probabilistica della sicurezza (PSA) per impianti sperimentali e nucleari di diversa tecnologia e generazione. Sviluppo e verifica di modelli di impianto (alberi degli eventi, alberi dei guasti e modelli di affidabilità), valutazione delle sequenze incidentali e quantificazione del rischio. Esecuzione di analisi di sensibilità e incertezza per la valutazione dell'affidabilità di sistemi attivi e passivi, anche mediante metodologie dedicate quali REPAS.

Sviluppo e validazione di modelli 3D mediante codici CFD (es. OpenFOAM, ANSYS CFX) per l'analisi dei fenomeni termofluidodinamici rilevanti per la sicurezza nucleare. Simulazioni per la caratterizzazione di fenomeni locali (es. perdite di carico, miscelamento, stratificazione termica, convezione naturale e distribuzione delle temperature) a supporto della progettazione di reattori nucleari e dell'interpretazione di prove sperimentali.

Sviluppo e verifica di modelli rappresentativi dell'elemento di combustibile mediante codici dedicati di fuel performance (es. TRANSURANUS, OFFBEAT, FRAPCON, FRAPTRAN). Esecuzione di analisi termomeccaniche in condizioni incidentali per la valutazione dell'integrità del combustibile e della guaina (deformazioni, pressurizzazione interna, interazione combustibile-guaina, fusione locale, rilascio dei gas di fissione, etc.).

Sviluppo e verifica di modelli di impianto mediante codici integrali dedicati alla simulazione di incidenti severi (es. MELCOR, ASTEC). Esecuzione di analisi deterministiche, di sensitività e di incertezza con strumenti dedicati (es. DAKOTA e RAVEN), per la simulazione della progressione dell'incidente severo (degradazione e fusione del nocciolo, rilocazione del corium, generazione di idrogeno, rilascio di prodotti di fissione e aerosol), a supporto delle strategie di prevenzione/mitigazione e gestione dell'emergenza. Supporto alle capacità nazionali in ambito IAEA-RANET.

Sviluppo e verifica di modelli termoidraulici di sistema mediante codici dedicati (es. RELAP5, CATHARE, TRACE). Esecuzione di analisi stazionarie e transitorie per la caratterizzazione del comportamento dell'impianto in condizioni operative e incidentali anche con accoppiamento multifisico tra neutronica e termoidraulica (es. LOCA, perdita di alimentazione elettrica, transitori di reattività e rimozione del calore di decadimento in circolazione naturale e forzata). Analisi di sensitività e di incertezza dei principali parametri di sicurezza, mediante strumenti dedicati quali DAKOTA e RAVEN.

Sviluppo di metodi e procedure per il processamento di dati nucleari (sezioni d’urto, rendimenti di fissione, frazioni di ritardati) e la creazione di librerie ad-hoc per codici di analisi neutronica (es.: ERANOS, MCNP, Serpent), incluse librerie multi-gruppo e a diverse temperature. Sviluppo di metodi e codici per l’aggiustamento di dati nucleari attraverso l’assimilazione di risultati da esperimenti integrali.

Sviluppo – in Garanzia della Qualità del Software – di codici di calcolo per tutte le discipline coinvolte nella progettazione e verifica di nocciolo (neutronica, termoidraulica e termomeccanica). Sviluppo di strumenti di pre- e post-trattamento dei dati di ingresso e di uscita dai codici di calcolo, ai fini della visualizzazione e analisi dei dati, nonché del concatenamento dei codici di calcolo per analisi multi-fisiche. Sviluppo della piattaforma MEDUSA di integrazione dei codici di calcolo.

Raccolta, valutazione e qualifica di dati sperimentali per la validazione di codici di calcolo per l’analisi (neutronica, termoidraulica o termomeccanica) di nocciolo. Creazione – in Garanzia della Qualità del Software – di basi di dati relazionali per la sistematizzazione dei dati sperimentali. Esecuzione di analisi sistematiche per la validazione dei codici di analisi e per la quantificazione delle incertezze ad essi associate, con determinazione dei corrispondenti livelli di confidenza.

Raccolta, valutazione e qualificazione di dati sperimentali per la validazione di codici di calcolo per la simulazione di transitori incidentali e incidenti severi. Sviluppo di metodologie di verifica, validazione e quantificazione delle incertezze (V&V/UQ), sviluppo di ambienti computazionali avanzati e di basi dati sperimentali, nonché svolgimento di benchmark nazionali e internazionali e analisi di scaling per valutare la rappresentatività dei dati sperimentali e per la qualificazione dei codici di calcolo.

Raccolta, valutazione e qualificazione di dati sperimentali per la validazione di codici di calcolo per la simulazione di transitori incidentali e incidenti severi. Sviluppo di metodologie di verifica, validazione e quantificazione delle incertezze (V&V/UQ), sviluppo di ambienti computazionali avanzati e di basi dati sperimentali, nonché svolgimento di benchmark nazionali e internazionali e analisi di scaling per valutare la rappresentatività dei dati sperimentali e per la qualificazione dei codici di calcolo.

L’attività riguarda la modellazione di fenomeni tipici degli elementi di combustibile dei reattori nucleari a fissione e lo sviluppo di codici numerici atti alla loro riproduzione/previsione. I risultati ottenuti da tali modelli e/o codici sono infine validati a fronte di dati sperimentali o di benchmark tra codici numerici.

L’attività riguarda la modellazione di fenomeni termoidraulici e termomeccanici tipici di componenti e/o sistemi presenti nei reattori nucleari a fissione e lo sviluppo di codici numerici atti alla loro riproduzione. I risultati ottenuti da tali modelli e/o codici sono infine validati a fronte di dati sperimentali o di benchmark tra codici numerici.

L’attività riguarda la progettazione e l’esecuzione di campagne sperimentali finalizzate alla riproduzione di fenomeni caratteristici dei sistemi a fissione nucleare di IV generazione refrigerati a metallo liquido. 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.

Le attività di consulenza e calcolo per la progettazione di prove sperimentali e la soluzione di problemi ingegneristici sono svolte mediante codici di calcolo avanzati, nell’ambito della ricerca su materiali radioattivi; in questo ambito sono valorizzate le competenze presenti presso il Laboratorio CRGR, che permettono anche la simulazione del trasporto di particelle e la progettazione di schermature e sistemi di misura, nonchè il supporto nella redazione di documenti e procedure per la R&S nella caratterizzazione radiologica e gestione dei rifiuti radioattivi. Gli studi di progettazione per sistemi nucleari innovativi e le esperienze di irraggiamento con radiazioni ionizzanti, nonchè lo sviluppo di metodologie di calcolo innovativo per l'applicazione delle attività di R&S sono svolte nell'ambito del laboratorio RNR.

La valutazione di scenari sperimentali che utilizzino sorgenti neutroniche è svolta mediante l'utilizzo di codici stocastici e deterministici, per ciò che attiene la neutronica, ma anche codici di trasporto per le particelle e codici di attivazione neutronica. Gli studi sono svolti con maggior attenzione ai reattori nucleari TRIGA RC1 e RSV TAPIRO e sono finalizzati all'ottenimento di una valutazione di fattibilità dell'esperienza, ma anche a definire i possibili risultati attesi dagli irraggiamenti.

Esecuzione di analisi termofluidodinamiche mediante codici di calcolo e relativa validazione sperimentale ai fini della qualifica di componenti ed impianti, come scambiatori di calore e fuel pin bundle a supporto della progettazione di reattori nucleari LFR. Progettazione di esperimenti e/o sezioni di prova a per l'implementazione di facility sperimentali per scambio termico, prova di componenti. Studio sperimentali di transitori operazionali e incidentali in piscina e loop come PLOFA.

Progettazione di facility sperimentali per lo studio della sicurezza nucleare, a livello di componente e di impianto. Sviluppo e verifica di modelli mediante codici di sistema e CFD per il dimensionamento, l'analisi dello scaling, la definizione delle condizioni operative e della matrice di prova. Supporto alla realizzazione e qualificazione di impianti sperimentali per lo studio di fenomeni termoidraulici e sistemi di sicurezza attivi e passivi.

Progettazione, realizzazione e qualifica del sistema di Remote-Handling degli elementi di combustibile dei reattori a piombo LFR. Sviluppo di sistemi di rimozione del calore dagli elementi di combustibile durante la fase di estrazione del reattore. Progettazione meccatronica del sistema di movimentazione e integrazione nel reattore.

L’attività è dedicata allo studio sperimentale delle vibrazioni indotte dal flusso di piombo liquido negli assembly di combustibile dei futuri reattori di IV generazione refrigerati a Pb . Attraverso le prove sperimentali eseguite su appositi mock up e l’impiego di sensori avanzati, vengono raccolti dati per validare modelli numerici e ottimizzare la progettazione delle griglie distanziatrici. I risultati contribuiscono a migliorare la sicurezza, l’affidabilità e le prestazioni dei futuri reattori veloci refrigerati a piombo.

L’attività consiste nello sviluppo e nella caratterizzazione di sistemi di acquisizione dati e controllo per impianti sperimentali a supporto di reattori a fissione di IV generazione raffreddati a metallo liquido, 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.

L’attività comprende la caratterizzazione sperimentale di componenti e sistemi prototipici destinati ad applicazioni in ambito nucleare di IV generazione. Attraverso prove dedicate vengono valutate prestazioni, affidabilità e comportamento in condizioni operative rappresentative. I dati ottenuti consentono di verificare le soluzioni progettuali, supportare lo sviluppo tecnologico e qualificare i componenti per il loro impiego in applicazioni reali.

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.

Sviluppo di rivestimenti protettivi per reattori nucleari a fissione. 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.

Progettazione di apparecchiature per la caratterizzazione termofluidodinamica, meccanica e funzionale di componenti per applicazioni nucleari. Sviluppo di sezione di prova per la qualifica del rateo di corrosione in metalli liquidi stagnanti e fluidi con controllo della chimica del fluido di processo. Sviluppo, progettazione e realizzazione di strumentazione a supporto degli impianti sperimentali operanti con leghe di piombo. Sviluppo e validazione dei sistemi di Ispezione e monitoraggio per reattori LFR e SFR.

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 fissione nucleare di quarta generazione (GEN-IV). 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 fissione nucleare di quarta generazione (GEN-IV).

L'atività consiste nello studio dell comportamento dei materiali esposti a piombo e lega piombo-bismuto liquidi in condizioni rappresentative dei futuri sistemi nucleari di IV generazione. Le attività comprendono prove di corrosione a lungo termine in metallo liquido stagnante, studi sulla chimica delle leghe liquide e sviluppo di tecniche per il controllo dell’ossigeno disciolto. I risultati consentono di qualificare materiali strutturali destinati ad operare fino a 750 °C in ambienti estremamente aggressivi, contribuendo alla sicurezza e all’affidabilità dei sistemi energetici avanzati.

L'attività consiste nello sviluppo di tecniche per la deposizione di rivestimenti sottili (coatings) atti a proteggere i materiali strutturali dei futuri reattori a fissione nucleare per limitare i fenomeni corrosivi che potrebbero nascere a seguito dell'interazione con refrigeranti aggressivi quali il piombo e le sue leghe.

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

Le analisi non distruttive sono svolte e finalizzate all'identificazione e quantificazione delle attività dei radionuclidi senza alterare il campione, per la classificazione e gestione dei materiali radioattivi in modo affidabile, tracciabile e conforme alla normativa e alle migliori pratiche e internazionalisi. Le analisi si basano su metodologie quali spettrometria gamma a basso fondo, spettrometria Multi Gamma Analysis, spettrometria Gamma in situ, Tomographic Gamma Scanner e su tecniche neutroniche passive.

Le analisi distruttive sono svolte e finalizzate alla caratterizzazione radiologica di materiali e rifiuti radioattivi, alla verifica di conformità ai criteri di accettazione e classificazione, al supporto delle attività di gestione, condizionamento, trasporto, stoccaggio e smaltimento, secondo le normative vigenti e le migliori pratiche internazionali del settore. Le analisi comprendono le procedure radiochimiche ed i metodi analitici, quali Liquid Scintillation Counting, spettrometria alfa e di massa ICP‑MS, per la determinazione quali-quantitativa dei radionuclidi emettitori alfa, beta e isotopi a lunga vita.

La caratterizzazione chimico-fisica dei materiali si avvale dell’impiego di tecniche spettroscopiche e analitiche avanzate, quali Fourier Transform Infrared Spectroscopy, UV-Vis, Microwave Plasma Atomic Emission Spectroscopy, spettrometria Raman e Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry. Le metodologie consentono la determinazione quali-quantitativa delle specie chimiche, la valutazione della composizione elementare e molecolare, le caratteristiche strutturali e le proprietà chimico-fisiche dei materiali, per supportare la ricerca, sviluppo, controllo e qualificazione dei materiali.

La disponibilità di sistemi di misura portatili e trasportabili, unitamente all’impiego di un laboratorio mobile attrezzato, consente l’esecuzione di attività di caratterizzazione radiologica direttamente in campo e la conduzione di campagne di misura in differenti scenari operativi. Tale capacità permette di effettuare valutazioni radiometriche e radiologiche in situ, garantendo elevata flessibilità operativa, rapidità di intervento e affidabilità dei risultati, nel rispetto dei requisiti normativi applicabili e degli standard tecnico-scientifici di riferimento.

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 elettronici possono essere irraggiati anche 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

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

Test di irraggiamento gamma per la verifica della resistenza a radiazione di sistemi e componenti da impiegare per applicazioni in ambito nucleare da fissione. 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.

La tecnica di misura non distruttiva tramite spettrometria gamma permette di definire la composizione isotopica ed elementale di campioni irraggiati in campi neutronici.

La tecnica non distruttiva dell'NAA può essere applicata per conoscere la composizione isotopica ed elementale di campioni precedentemente irraggiati con i reattori TRIGA RC1 e RSV TAPIRO. L'applicazione della tecnica prevede uno studio di fattibilità che permette di valutare sia il tempo di esposizione del campione che l'adeguatezza della richiesta ai limiti presctitivi per gli impianti e il regolamento di radioprotezione.

La tecnica non distruttiva della tomografia utilizza i canali epitermico, tangenziale passante, e termico del reattore TRIGA RC1. E' utile per fornire informazioni di dettaglio sulla composizione di un campione, ma anche sulla sua struttura interna

Caratterizzazione di materiali polimerici sottoposti a irraggiamento gamma mediante tecniche spettroscopiche e ottiche avanzate, finalizzata alla valutazione delle modificazioni radioindotte della struttura molecolare, dei processi di reticolazione e degradazione e delle conseguenti variazioni delle proprietà chimico-fisiche e prestazionali.

L'irraggiamento con neutroni è utilizzato per testare la resistenza dei materiali impiegati in settori ove sono presenti campi di radiazione importanti. La tecnica prevede l'irraggiamento di campioni con i neutroni forniti dai due reattori, TRIGA RC1 e RSV TAPIRO.

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 riguarda lo sviluppo di sensori avanzati per il monitoraggio dell’ossigeno disciolto in metalli liquidi utilizzati nei reattori nucleari di IV generazione. Il controllo dell’ossigeno è fondamentale per prevenire la formazione di ossidi di piombo e possibili ostruzioni nei canali di raffreddamento. Inoltre, la sua concentrazione influenza direttamente i fenomeni di corrosione dei materiali strutturali. I sensori sviluppati consentono misure affidabili in tempo reale, supportando la regolazione ottimale dei sistemi di esercizio.

L’attività è finalizzata alla valutazione e qualificazione di strumentazione commerciale, quali trasduttori di pressione e portata, per l’impiego in sistemi a PbLi. I dispositivi vengono selezionati sulla base delle loro potenziali caratteristiche di compatibilità e successivamente testati in condizioni operative rappresentative. Quando necessario, vengono sviluppate soluzioni di installazione dedicate o modifiche progettuali per garantirne l’affidabilità. In assenza di strumenti idonei sul mercato, vengono avviati studi di fattibilità per lo sviluppo di nuovi prototipi.

L’attività prevede lo studio e lo sviluppo di rivelatori basati su cristalli e film di fluoruro di litio (LiF) per l’imaging e la caratterizzazione energetica delle tracce fluorescenti dovute all’interazione di singole particelle e fotoni prodotti in reazioni nucleari di fusione e fissione. L’imaging ad alta risoluzione delle tracce avviene mediante microscopia ottica a fluorescenza, acquisendo la fotoluminescenza visibile dei centri di colore indotti localmente dalle radiazioni ionizzanti

L’attività prevede lo sviluppo di rivelatori di neutroni termici ibridi e compatti per applicazioni nucleari, basati su film di fluoruro di litio arricchito al 95% in ⁶Li (6LiF), evaporati termicamente su rivelatori a diamante, Timepix e perovskite. La rivelazione dei neutroni avviene tramite le particelle cariche prodotte dalla reazione ⁶Li(n,α)³H nei film di 6LiF. Lo studio dell’influenza dei parametri di deposizione è finalizzato a massimizzare efficienza e prestazioni dei rivelatori.

Supporto tecnico-scientifico a EURATOM nell'ambito del PRPPWG (Proliferation Resistance & Physical Protection Working Group) del GIF (Generation IV International Forum) su tematiche di sicurezza nucleare (resistenza alla proliferazione e protezione fisica) applicate ai reattori di quarta generazione. Supporto tecnico-scientifico ai ministeri competenti in materia di nuclear security, valutazione di scenari, e partecipazione ai comitati IAEA di redazione e revisione dei documenti di riferimento.

Le attività comprendono la progettazione, la validazione e l'applicazione di metodologie innovative per la prevenzione, la rilevazione e la gestione di minacce agli impianti, ai materiali e alle sorgenti radioattive, a supporto della sicurezza e della non proliferazione.

Sviluppo e applicazione di metodologie e strumenti numerici per la stima rapida del termine sorgente conseguente ad eventi incidentali. isotopici e del calore di decadimento per LW, modellazione del rilascio di radionuclidi dall'impianto, valutazione delle meccaniche di rilascio e caratterizzazione delle sorgenti radiologiche a supporto della gestione dell'emergenza e delle valutazioni di sicurezza. Supporto alle capacità nazionali in ambito IAEA-RANET.

Applicazione di modelli per la simulazione della dispersione atmosferica di radionuclidi e la valutazione delle conseguenze radiologiche su popolazione e ambiente. Esecuzione di analisi di trasporto atmosferico, deposizione ed esposizione, con valutazione delle dosi conseguenti a rilasci accidentali, a supporto delle analisi di sicurezza, della pianificazione dell'emergenza e delle valutazioni di impatto radiologico. Utilizzo di codici quali JRODOS, RASCAL, MACCS, FLEXPART e HYSPLIT. Supporto alle capacità nazionali in ambito IAEA-RANET.

Modellazione di impianti e processi di un sistema completo di produzione elettronucleare, calibrando le peculiarità di ciascun impianto al contesto di riferimento. Costruzione e verifica di modelli di intero sistema, ed esecuzione di analisi di scenario per il ciclo (aperto o chiuso) del combustibile nucleare considerato (quali valutazione del fabbisogno di uranio naturale, stima dei volumi di combustibile esausto e/o di rifiuto condizionato, ecc.).

Le competenze tecniche e lavorative del personale operante all'interno del laboratorio CRGR permettono di eseguire valutazioni tecniche su progetti afferenti il settore nucleare.