Ingegneria Nucleare
L’ingegneria Nucleare è un settore di livello tecnologico estremamente avanzato ed in continuo sviluppo sia in ambito nazionale che internazionale nei suoi molteplici e differenti aspetti.
Al Dipartimento di Ingegneria Civile e Industriale dell'Università di Pisa sono sviluppate tutte le attività di ricerca tipiche del settore, quali la sicurezza e protezione degli impianti nucleari a fissione e fusione, integrità strutturale e problemi di progettazione, problematiche termoidrauliche, incidenti severi, comportamento dinamico di strutture, materiali nucleari, gestione dei rifiuti radioattivi e decommissioning, misure nucleari e radioprotezione, core design e fisica dei reattori etc., spesso svolte in collaborazione con le principali aziende, università e centri di ricerca nazionali ed internazionali.
Tali tematiche di ricerca sono sviluppate sia con approccio di modellazione/simulazione numerica sia tramite la realizzazione di attività sperimentale, in modo sinergico e/o complementare, sfruttando le più recenti ed innovative tecnologie ed i software di calcolo più moderni.
La ricerca svolta in campo nucleare è di tipo multidisciplinare, orientata alla sostenibilità ed all’acquisizione di conoscenze e sviluppo di strumenti e componenti che trovano applicazione anche in altri campi dell’ingegneria e delle scienze.
Attività di ricerca
Problematiche termoidrauliche
Questo filone della ricerca riguarda principalmente gli aspetti di termofluidodinamica dei reattori nucleari a fissione e a fusione finalizzati a supportare le analisi incidentali e gli aspetti sicurezza ad essi relativi. In particolare, la ricerca in questo settore può essere suddivisa in tre filoni:
1. attività sperimentale svolta presso i nostri laboratori del DICI con differenti apparecchiature di rilievo internazionale, come ad esempio i due impianti Small Scale Test Facility (SSTF) e Large Scale Test Facility (LSTF) realizzati presso il Laboratorio B. Guerrini del DICI, per analizzare la condensazione di vapore in condizioni sub-atmosferiche, di rilevante interesse per la caratterizzazione e qualifica del sistema di sicurezza per la mitigazione di transitori incidentali di pressurizzazione (LOCA) della camera a vuoto, ospitante il plasma, del reattore a fusione ITER;
2. attività di simulazione numerica di pre-test in supporto alla messa a punto di attrezzature sperimentali e di post-test per l’analisi dei dati e validazione dei modelli relativamente ad apparecchiature installate presso altri istituti di ricerca, quali ad esempio l’ENEA. Il gruppo contribuisce inoltre all’analisi di aspetti termoidraulici fondamentali, quali lo scambio termico e lo sviluppo di modelli di turbolenza. Le tecniche di simulazione adottate spaziano dai codici di sistema STH ad analisi di tipo CFD e approcci Multiphysics; completano il quadro tecniche di simulazione accoppiate degli approcci sopra citati;
3. attività di ricerca svolta in progetti europei HORIZON 2020 e HORIZON EUROPE quali ad esempio: ANSELMUS, CAMIVVER, ECC SMART, ELSMOR, PATRICIA, TANDEM. Il gruppo collabora inoltre attivamente con la IAEA attraverso la partecipazione a Coordinated Research Projects promossi dall’agenzia ed è parte di EUROfusion, il consorzio internazionale responsabile del coordinamento delle ricerche europee sulla fusione in ambito mondiale.
La ricerca è attualmente finalizzata allo sviluppo dei reattori nucleari a fissione di quarta generazione refrigerati a metallo liquido e con acqua supercritica, agli Small and Modular Reactors (SMR) a fissione e allo sviluppo dei reattori nucleari a fusione a confinamento magnetico quali ITER e DEMO.
La progettazione degli impianti sperimentali e la definizione delle relative matrici di prova è supportata da analisi numerica svolta principalmente con il codice termoidraulico di sistema RELAP5, il codice CFD Ansys Fluent e per fenomenologie multi-fluido multifase è fatto uso del codice SIMMER-III e -IV.
Laboratori:
- Laboratorio di Simulazione per la Termoidraulica Nucleare
- Laboratorio di Termoidraulica
Incidenti severi
Il gruppo di ricerca DICI sugli incidenti severi dagli anni ha partecipato a numerose attività nel campo dell'analisi degli incidenti con danneggiamento del combustibile nucleare sia sperimentali (come la serie di test europei STORM e PHEBUS FPT e statunitensi LACE) che analitiche. Dopo l'incidente di Fukushima, l'analisi e la gestione degli incidenti severi per le centrali nucleari esistenti o in fase di progettazione hanno acquisito ancora più importanza. Le attività condotte per supportare le relative misure di prevenzione e mitigazione si estendono dalla partecipazione alla convalida sia del codice europeo di riferimento ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) sia di MELCOR, codice di riferimento per l’ente di controllo USA, allo sviluppo di metodologie, database e strumenti numerici per valutare eventuali rilasci di sostanze radioattive all’esterno dell’impianto (termine di sorgente).
In particolare, l’attività inizia con i progetti comunitari Severe Accident Research NETwork (SARNET1 e SARNET2), network che si trasforma poi nell'Area Tecnica 2 (TA2) di NUGENIA, uno dei 3 pilastri della piattaforma europea SNETP (Sustainable Nuclear Energy Technological Platform) dedicato alla ricerca sui reattori ad acqua leggera di II e III Generazione. Il gruppo di ricerca è attivamente coinvolto nelle attività TA2 per la simulazione dei fenomeni che avvengono durante una sequenza incidentale severa e sulla valutazione del termine di sorgente, inclusa la quantificazione della relativa banda di incertezza, in particolare per il trasporto degli aerosol rilasciati dal combustibile danneggiato, oltre al coordinamento delle attività di “knowledge dissemination” dell’Area, come il Severe Accident Phenomenology Course o l’organizzazione delle Conferenze ERMSAR (European Review Meeting on Severe Accident Research).
Integrità strutturale e problemi di progettazione
La verifica e determinazione delle capacità resistente, adeguatezza della progettazione degli impianti nucleari a fissione e fusione e delle componenti rilevanti ai fini di un esercizio sicuro, in ogni condizione di esercizio (normale e incidentale), insieme alla verifica degli aspetti strutturali maggiormente influenzati dall’ageing e dal long-term operation sono attività di ricerca che tradizionalmente vengono svolte dai docenti di ingegneria nucleare del DICI. Le attività svolte, sia avvalendosi di simulazioni numeriche con l’utilizzo dei codici di calcolo più avanzati che di attività sperimentali sono finalizzate a supportare il safety design e a determinare eventuali azioni migliorative da integrare nella progettazione delle strutture, sistemi, e componenti.
Il gruppo nucleare di integrità strutturale ha partecipato a numerose attività nel campo del safety assessment degli effetti causati dagli eventi esterni di origine naturale o antropica. Dopo l'incidente di Fukushima, queste analisi per le centrali nucleari esistenti o in fase di progettazione hanno acquisito ancora più importanza.
La ricerca è attualmente finalizzata alla verifica del comportamento degli impianti esistenti, e lo sviluppo dei reattori di IV generazione e dei reattori nucleari a fusione a confinamento magnetico quali e.g. ITER.
Laboratori:
Laboratorio di Prove Termo-Meccaniche
Laboratorio di Impianti Nucleari
Gestione dei rifiuti radioattivi e decommissioning
Il gruppo di ricerca RWM è un attore di primo piano sin dagli anni ’70 nel campo della gestione dei rifiuti radioattivi e delle attività ad esso relative.
I principali aspetti che caratterizzano le attività di ricerca riguarda principalmente gli aspetti di qualificazione numerico-sperimentale dei contenitori per lo stoccaggio e trasporto dei materiali radioattivi e pericolosi, il safety design dei depositi superficiali temporanei per lo stoccaggio dei rifiuti, pre-disposal dei rifiuti radioattivi, etc.
Il gruppo RWM ha partecipato e partecipa a numerosi tavoli tecnici nazionali e internazionali, quali la piattaforma IGD-TP, il technical group del NUGENIA/SNETP, consorzio PETRUS, IAEA group on RWM, etc.
Le recenti attività di ricerca attualmente sono finalizzata alla verifica del comportamento di contenitori di tipo CC-440, IP3, Type B, e alla valutazione della caratterizzazione dei materiali cementizi/calcestruzzo utilizzati per l’immobilizzazione dei RWs, della loro durabilità e degradazione causata dalla compatibilità/interazione con rifiuti contenuti. Tali aspetti sono oggetto di simulazioni numeriche predittive, svolte impiegando i codici avanzati agli elementi finiti, come MSC©MARC o ANSYS©, e di campagne di prove sperimentali.
Laboratori:
Laboratorio di qualificazione di contenitori per trasporto e stoccaggio di rifiuti radioattivi
Core design e fisica dei reattori
Una delle principali linee di ricerca nel settore della Fisica dei Reattori e Core Design riguarda lo sviluppo di codici di calcolo originali per la risoluzione dell’equazione del trasporto dei neutroni attraverso sia metodi deterministici che ibridi deterministici-stocastici. In particolare tali metodi si basano sulla risoluzione attraverso il metodo degli elementi frontiera (Boundary Element Method, BEM) dell’approssimazione A N dell’equazione del trasporto, una forma che nell’ipotesi di scattering isotropo corrisponde ad un forma diagonalizzata delle equazioni dell’approssimazione SP 2N-1 .
I codici attualmente disponibili (BERM-AN suite) consentono l’analisi di sistemi basati su reticoli a passo quadrato nell’approssimazione di scattering anisotropo fino al secondo ordine con presenza o meno di una sorgente indipendente di neutroni.
Attualmente è in fase di sviluppo l’estensione di tali codici ai reticolo a passo triangolare che trovano larga applicazione negli attuali progetti di reattori di quarta generazione.
Altre attività di ricerca coinvolgono lo studio di problemi di trasporto delle particelle attraverso l'uso di strumenti computazionali ben collaudati e ampiamente utilizzati in tutto il mondo quali MCNP, Serpent, OpenMC, PartiSN ecc. In questo senso si configurano la partecipazione al progetto Europeo ECC-SMART per lo studio di un reattore modulare ad acqua supercritica (Supercritical Water Small Modular Reactor) e al Neutronic Benchmark of CEFR Start-Up Test, un Coordinated Research Project della IAEA.
Le attività di ricerca si estendono anche alla fisica delle alte energie con la partecipazione alla collaborazione dell’esperimento Mu2e (Muon to Electron conversion), in costruzione presso il Fermilab di Chicago, Illinois, alla quale si è recentemente aggiunta anche la partecipazione all’esperimento DUNE (Deep Underground Neutrino Experiment) che oltre al Fermilab coinvolge anche il Sanford Underground Laboratory in Lead, South Dakota.
