Per i gestori delle centrali nucleari svizzere la promozione delle nuove leve è molto importante. Su loro mandato, swissnuclear sostiene progetti di ricerca orientati alla prassi nel campo della sicurezza, dell’esercizio a lungo termine e dell’efficienza economica che vengono svolti presso istituzioni riconosciute. I risultati vengono presentati ogni due anni nell’ambito della «Giornata della ricerca» organizzata da swissnuclear.
Nell'ambito di una procedura di selezione competitiva, swissnuclear sostiene diversi progetti di ricerca presso l'Istituto Paul Scherrer (reparto Nuclear Engineering and Sciences). Obiettivo di tali progetti è la preservazione delle competenze specifiche nel campo della tecnica nucleare. Nell'attuale periodo di finanziamento, swissnuclear sostiene cinque dottorandi, quattro post-dottorandi e diversi studenti del corso di master.
Breve introduzione?
Nell'ambito del progetto, vengono svolti esperimenti presso il grande impianto sperimentale PANDA per lo studio di fenomeni termoidraulici rilevanti per la sicurezza nei contenimenti dei reattori ad acqua bollente e ad acqua pressurizzata. I punti essenziali sono l'influsso del design degli sparger e dei gas non condensabili nella vasca di decompressione dei reattori ad acqua bollente, nonché la circolazione naturale e la distribuzione dell'idrogeno nei contenimenti dei reattori ad acqua pressurizzata. I risultati vanno ad ampliare banche dati esistenti, supportano programmi internazionali (OCSE/NEA PANDA-2) e contribuiscono all'esercizio sicuro delle centrali nucleari svizzere.
Il progetto punta a sviluppare un assorbente selettivo per la rimozione efficiente del radionuclide a lunga vita ⁶⁰Co dalle acque reflue delle centrali nucleari. Il metodo è focalizzato sulla sintesi idrotermale e all'applicazione del promettente materiale MgNa₃H(PO₄)₂, che presenta un'elevata selettività e capacità di assorbimento del ⁶⁰Co. Questo progetto è la prosecuzione del progetto CoDAMP del periodo di finanziamento 2024-2025.
Lo studio esamina gli effetti termici dei depositi di CRUD sui tubi di rivestimento in Zircaloy nei reattori ad acqua bollente. Combinando una caratterizzazione sperimentale dettagliata del CRUD con una modellizzazione avanzata con il metodo di Lattice-Boltzmann, lo studio analizza l’influsso della microstruttura, della composizione e dello stadio di formazione del CRUD sul trasferimento di calore a livello locale. L'obiettivo è lo sviluppo di un modello di simulazione del trasferimento di calore per l'analisi degli effetti termici del CRUD sui tubi di rivestimento in Zircaloy in un reattore ad acqua bollente. Questo progetto è la prosecuzione del progetto RESCUE del periodo di finanziamento 2024-2025.
Questo progetto è focalizzato sull'influsso dell'idrogeno e degli idruri sul comportamento di scorrimento in funzione della temperatura nei tubi di rivestimento del combustibile in condizioni di reattore e di stoccaggio. Con l'ausilio di prove di scorrimento sperimentali e moderni metodi di caratterizzazione, si punta a migliorare la comprensione del comportamento dei materiali. Questo progetto costituisce la prosecuzione del progetto HyCronus del periodo di finanziamento 2024-2025.
Il progetto MAI amplia il codice di sistema MELCOR con metodi di intelligenza artificiale e machine learning per simulare incidenti gravi in modo più efficiente e accurato. L'attenzione è rivolta a modelli di condensazione migliorati, calcoli accelerati e analisi di incertezza e sensibilità. Sulla base di una tesi di dottorato in corso, vengono sviluppati e convalidati modelli basati su reti neurali artificiali (ANN), che vengono poi accoppiati con MELCOR al fine di migliorare in modo sostenibile la capacità predittiva e l'applicabilità del codice. Questo progetto è la prosecuzione del progetto MAI del periodo di finanziamento 2024-2025.
Il progetto ModWRS-III studia le tensioni residue nella saldatura nei componenti delle centrali nucleari rilevanti per la sicurezza mediante simulazioni 3D ottimizzate con il metodo degli elementi finiti. Sulla base di progetti precedenti, vengono analizzate in particolare le saldature di riparazione e l’influenza delle trasformazioni microstrutturali sulle tensioni residue. L'obiettivo è migliorare la capacità di previsione delle tensioni residue di saldatura (WRS) per supportare la valutazione dei meccanismi rilevanti per l'invecchiamento nell'esercizio a lungo termine delle centrali nucleari svizzere. Questo progetto è la prosecuzione del progetto ModWRS-II del periodo di finanziamento 2024-2025.
Il progetto sviluppa un sistema di simulazione accoppiato per i flussi di ebollizione negli elementi combustibili, che integra i metodi di Euler, il metodo Interface-Tracking (ITM) e il metodo Lattice-Boltzmann (LBM). L’obiettivo è la simulazione ad alta risoluzione dei fenomeni di ebollizione transitori locali, con la contemporanea mappatura delle condizioni di flusso globali dell’intero elemento combustibile. Grazie all'ulteriore sviluppo del codice ITM T-Flows, viene inoltre notevolmente migliorata la precisione del modello per quanto riguarda i confini di fase e i processi di trasferimento di calore. Questo progetto è la prosecuzione del progetto BRAVA del periodo 2024-2025.
Il progetto amplia i lavori in corso volti a determinare i termini di sorgente, la dose e il calore di decadimento residuo degli elementi combustibili esauriti per tempi di decadimento molto brevi. Sulla base di progetti precedenti, vengono sviluppati validazioni, studi di sensibilità e nuovi approcci basati su modelli, surrogati e intelligenza artificiale per un calcolo rapido e affidabile del calore di decadimento residuo. Gli obiettivi sono una migliore quantificazione delle incertezze e un supporto fondato per le analisi rilevanti per la sicurezza. Questo progetto è la prosecuzione del progetto swissneutronics del periodo di finanziamento 2024-2025.
Nell'ambito del progetto viene sviluppato uno strumento visivo interattivo basato sulle reti bayesiane, al fine di modellare e analizzare meglio le incertezze nel Probabilistic Safety Assessment (PSA) di livello 2. L'obiettivo è valutare in modo trasparente l'influenza delle incertezze, nonché delle strategie di gestione degli incidenti e delle emergenze, sul rischio di incidenti gravi.
Breve introduzione?
Il progetto studia il comportamento sotto irradiazione dei tubi di rivestimento in zirconio con rivestimento in cromo, resistenti agli incidenti, destinati ai reattori ad acqua leggera. L'attenzione è focalizzata all'interfaccia Cr-Zr e sullo strato superficiale ossidato, che vengono analizzati con moderni metodi microscopici. L'obiettivo è valutare la stabilità strutturale sotto irradiazione neutronica, al fine di supportare la futura strategia per l'applicazione industriale dei tubi di rivestimento ATF rivestiti di cromo.
Nel progetto BRAVA vengono sviluppati e convalidati modelli CFD per la simulazione dei flussi in fase di ebollizione negli elementi combustibili delle centrali nucleari svizzere. Grazie alla combinazione di metodi dettagliati (ITM, LBM) con quelli su larga scala (approccio di Euler), nonché all'integrazione di un modello di bilancio di popolazione e del machine learning, si punta a simulare realisticamente e valutare in modo affidabile sia gli elementi combustibili completi che le aree locali ad alta risoluzione.
In questo progetto viene sviluppato un assorbente selettivo per la rimozione efficiente del radionuclide a lunga vita ⁶⁰Co dalle acque reflue delle centrali nucleari. Il metodo è focalizzato sulla sintesi idrotermale e all'applicazione del promettente materiale MgNa₃H(PO₄)₂, che presenta un'elevata selettività e capacità di assorbimento del ⁶⁰Co.
Questo progetto è focalizzato sull'influsso dell'idrogeno e degli idruri sul comportamento di scorrimento in funzione della temperatura nei tubi di rivestimento del combustibile in condizioni di reattore e di stoccaggio. Con l'ausilio di prove di scorrimento sperimentali e moderni metodi di caratterizzazione, si punta a migliorare la comprensione del comportamento dei materiali.
Il progetto studia l'influsso dell'idrogeno e degli idruri sul comportamento meccanico dei tubi di rivestimento delle barre di combustibile irradiate nel contesto dello stoccaggio e del trasporto di elementi combustibili esauriti. I punti chiave del progetto sono la caratterizzazione della distribuzione degli idruri mediante EBSD e radiografia neutronica, nonché test meccanici su provini a forma di C.
Il progetto MAI amplia il codice di sistema MELCOR con metodi di intelligenza artificiale e machine learning per simulare incidenti gravi in modo più efficiente e accurato. Gli aspetti essenziali sono modelli di condensazione migliorati, calcoli accelerati e le analisi di incertezza e sensibilità. Sulla base di una tesi di dottorato in corso, vengono sviluppati e convalidati modelli basati su reti neurali artificiali (ANN), che vengono poi accoppiati con MELCOR al fine di migliorare in modo sostenibile la capacità predittiva e l'applicabilità del codice.
Partendo dai lavori sulle tensioni interne di saldatura descritti nel documento LNM-22-04, viene esaminata sistematicamente l'applicabilità pratica delle simulazioni 3D agli elementi finiti, che richiedono un elevato carico di calcolo, per componenti saldati complessi. L'attenzione è focalizzata sull' ottimizzazione delle strategie di modellizzazione volte a ridurre il carico di calcolo, nonché a un caso di studio sulle saldature di riparazione. L'obiettivo è migliorare la previsione delle tensioni residue da saldatura a supporto delle analisi di invecchiamento rilevanti per l'esercizio a lungo termine nelle centrali nucleari.
Il progetto studia i meccanismi di formazione e crescita del CRUD a livello di scala porosa nei reattori ad acqua pressurizzata. Combinando una caratterizzazione sperimentale dettagliata con modelli accoppiati di Lattice-Boltzmann e termodinamici, vengono identificati i processi chimici e termoidraulici che portano alla formazione e alla crescita del CRUD. Gli obiettivi comprendono la validazione di modelli concettuali del CRUD e una migliore previsione dei loro effetti sulle prestazioni del combustibile e sulla sicurezza del reattore.
Il progetto Swissneutronics-2 amplia i lavori in corso volti a determinare i termini sorgente, la dose e il calore di decadimento residuo degli elementi combustibili esauriti per tempi di decadimento molto brevi. Sulla base di progetti precedenti, vengono sviluppati validazioni, studi di sensibilità e nuovi approcci basati su modelli, surrogati e intelligenza artificiale per un calcolo rapido e affidabile del calore di decadimento residuo. Gli obiettivi sono una migliore quantificazione delle incertezze e un supporto fondato per le analisi rilevanti per la sicurezza.
Il progetto THX4SB amplia gli esperimenti PANDA volti allo studio della formazione di strati termici nei bacini di scarico della pressione nei reattori ad acqua pressurizzata. L'attenzione è focalizzata sulla creazione di una banca dati sperimentale significativa, sull'ulteriore sviluppo di modelli CFD per l'analisi degli effetti termoidraulici e sullo sviluppo di competenze in Svizzera.
Il progetto si concentra sugli esperimenti PANDA relativi ai sistemi di raffreddamento passivi del contenimento e alla convezione naturale nei contenimenti sommersi (P1A4 e P1A5). Gli obiettivi comprendono l'ampliamento sistematico della base di dati sperimentali per i progetti di reattori modulari di piccola potenza (SMR), nonché la validazione dei codici di calcolo termoidraulici.
swissnuclear assegna ogni anno una borsa di studio di dottorato (PhD Grant) a studenti che desiderano approfondire le proprie conoscenze nel campo dell'energia nucleare con una tesi di dottorato. Dal lancio del programma è stato possibile sostenere finanziariamente tre dottorandi. La presentazione delle domande si effettua tramite il reparto Nuclear Engineering and Sciences dell’Istituto Paul Scherrer (PSI-NES). Le persone interessate sono invitate a contattare direttamente il PSI-NES.
Il progetto sta sviluppando un nuovo modello basato sulla fisica per lo spostamento dei vuoti e i fenomeni relativi al film liquido negli elementi combustibili dei reattori ad acqua bollente. Grazie alla combinazione di dati sperimentali e simulazioni CFD, si punta a migliorare gli attuali approcci empirici e integrarli nei codici subcanale, al fine di aumentare la precisione delle previsioni relative ai parametri rilevanti per la sicurezza e supportare la progettazione e il funzionamento delle centrali nucleari.
Il progetto prevede lo sviluppo di un innovativo circuito sperimentale ad alta pressione per lo studio della formazione di CRUD in condizioni realistiche tipiche dei reattori ad acqua bollente e ad acqua pressurizzata. Attraverso esperimenti mirati, viene analizzata per la prima volta in modo sistematico l'interazione tra la chimica dell'acqua e la dinamica dei fluidi, compresi gli effetti degli spacer e delle pale di miscelazione. La banca dati sperimentale che ne deriva costituisce la base per lo sviluppo e la convalida di moderni modelli multifisici CRUD e CFD per applicazioni industriali.
Il progetto sviluppa una catena di simulazione integrata per i reattori a sali fusi, in cui vengono accoppiati modelli chimici, neutronici, relativi al ciclo del combustibile e termoidraulici, nonché analisi degli incidenti. Gli obiettivi comprendono la valutazione globale di un concetto selezionato di reattore a sali fusi (MSR), con particolare attenzione alla sostenibilità e alla sicurezza, nonché il sostegno allo sviluppo industriale attraverso analisi indipendenti.
Il progetto di dottorato è sostenuto da swissnuclear e dalla centrale nucleare di Gösgen. Il progetto di dottorato mira a sviluppare un nuovo metodo affidabile per la produzione di radiolantanidi di rilevanza medica, quali il Lu-177 e il Tb-161, all’interno di una centrale nucleare commerciale. L'impiego di materiali metallici intermetallici come bersagli, tecniche innovative di produzione e ritrattamento, nonché test di irradiazione realistici, dovrebbero consentire una produzione di radiolantanidi affidabili, di elevata purezza e utilizzabili in ambito medico per la medicina nucleare.
swissnuclear segue gli sviluppi internazionali nel campo della valutazione del rischio sismico nel settore nucleare attraverso la partecipazione al programma SIGMA-3. Il programma è sostenuto da un consorzio di gestori di impianti nucleari. L'obiettivo è perfezionare dati, modelli e metodi per la valutazione del rischio sismico nei siti industriali e negli impianti critici.
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