La promozione delle nuove leve è una priorità fondamentale per i gestori delle centrali nucleari svizzere. Su loro incarico, swissnuclear sostiene progetti di ricerca orientati alla pratica nei settori della sicurezza, dell’esercizio a lungo termine e dell’economicità, condotti presso istituzioni riconosciute. I risultati di tali progetti vengono presentati nell’ambito della «Giornata della ricerca», organizzata ogni due anni da swissnuclear.
Nell'ambito di una procedura di selezione competitiva, swissnuclear sostiene diversi progetti di ricerca presso l'Istituto Paul Scherrer (Dipartimento di Ingegneria e Scienze Nucleari). L'obiettivo di questi progetti è preservare le competenze tecniche nel settore nucleare. Nell'attuale periodo di finanziamento, swissnuclear sostiene cinque dottorandi, quattro ricercatori post-dottorato e diversi studenti di master.
Breve introduzione?
Nell'ambito del progetto vengono condotti esperimenti presso l'impianto sperimentale su larga scala PANDA per lo studio dei fenomeni termoidraulici rilevanti per la sicurezza nei contenimenti dei reattori ad acqua bollente e dei reattori ad acqua pressurizzata. L'attenzione è rivolta all'influenza del design degli sparger e dei gas non condensabili nella vasca di depressurizzazione dei reattori ad acqua bollente, nonché alla circolazione naturale e alla distribuzione dell'idrogeno nei contenimenti dei reattori ad acqua pressurizzata. I risultati ampliano le banche dati esistenti, supportano programmi internazionali (OCSE/NEA PANDA-2) e contribuiscono al funzionamento sicuro delle centrali nucleari svizzere.
Il progetto mira a sviluppare un sorbente selettivo per la rimozione efficiente del radionuclide a lunga vita ⁶⁰Co dalle acque reflue delle centrali nucleari. L'attenzione è rivolta alla sintesi idrotermale e all'applicazione del promettente materiale MgNa₃H(PO₄)₂, che presenta un'elevata selettività e capacità di assorbimento per il ⁶⁰Co. Il progetto è la continuazione 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, si analizza l’influenza della microstruttura, della composizione e dello stadio di formazione del CRUD sul trasferimento di calore 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 continuazione del progetto RESCUE del periodo di finanziamento 2024-2025.
Il presente progetto si concentra sull'influenza dell'idrogeno e degli idruri sul comportamento di scorrimento termico dei tubi di rivestimento del combustibile in condizioni di reattore e di stoccaggio. Attraverso prove sperimentali di scorrimento e moderni metodi di caratterizzazione, si intende approfondire la comprensione del comportamento dei materiali. Il progetto costituisce il proseguimento del progetto HyCronus relativo al periodo di finanziamento 2024-2025.
Il progetto MAI amplia il codice di simulazione MELCOR con metodi di intelligenza artificiale e machine learning per simulare in modo più efficiente e accurato gli incidenti gravi. 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) e integrati con MELCOR, al fine di migliorare in modo sostenibile la capacità predittiva e l'applicabilità del codice. Il progetto è la continuazione del progetto MAI del periodo di finanziamento 2024-2025.
Il progetto ModWRS-III studia le tensioni residue da saldatura nei componenti delle centrali nucleari rilevanti per la sicurezza mediante simulazioni 3D ottimizzate con il metodo degli elementi finiti. Basandosi su 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 nel funzionamento a lungo termine delle centrali nucleari svizzere. Il progetto è la continuazione del progetto ModWRS-II del periodo di finanziamento 2024-2025.
Il progetto sviluppa un approccio di simulazione accoppiato per i flussi di ebollizione negli elementi combustibili, che integra i metodi di Euler, l’Interface-Tracking Method (ITM) e il Lattice-Boltzmann Method (LBM). L’obiettivo è la simulazione ad alta risoluzione dei fenomeni di ebollizione transitori locali, con la contemporanea rappresentazione 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. Il progetto è la continuazione 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. Basandosi su progetti precedenti, vengono sviluppate 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. L'obiettivo è una migliore quantificazione delle incertezze e un supporto fondato per le analisi rilevanti per la sicurezza. Il progetto è la continuazione 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 nella 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 urti, destinati ai reattori ad acqua leggera. L'attenzione è rivolta all'interfaccia Cr-Zr e allo 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 intende simulare in modo realistico e valutare in modo affidabile sia gli elementi combustibili completi che le aree locali ad alta risoluzione.
Questo progetto mira a sviluppare un sorbente selettivo per la rimozione efficiente del radionuclide a lunga vita ⁶⁰Co dalle acque reflue delle centrali nucleari. L'attenzione è rivolta alla sintesi idrotermale e all'applicazione del promettente materiale MgNa₃H(PO₄)₂, che presenta un'elevata selettività e capacità di assorbimento per il ⁶⁰Co.
Il presente progetto si concentra sull'influenza dell'idrogeno e degli idruri sul comportamento di scorrimento termico dei tubi di rivestimento del combustibile in condizioni di reattore e di stoccaggio. Attraverso prove sperimentali di scorrimento e moderni metodi di caratterizzazione si intende approfondire la comprensione del comportamento dei materiali.
Il progetto studia l'influenza 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 prove meccaniche su provini a forma di C.
Nel progetto MAI, il codice di simulazione MELCOR viene potenziato con metodi di intelligenza artificiale e machine learning per ottenere simulazioni più efficienti e accurate di incidenti gravi. I punti chiave sono il miglioramento dei modelli di condensazione, l’accelerazione dei calcoli e le analisi di incertezza e sensibilità. Sulla base di una tesi di dottorato in corso, vengono sviluppati e convalidati modelli basati su ANN (Artificial Neural Network) e integrati 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 rivolta all'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 il funzionamento 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. L'obiettivo è 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 di sorgente, la dose e il calore di decadimento residuo degli elementi combustibili esauriti per tempi di decadimento molto brevi. Basandosi su progetti precedenti, vengono sviluppate 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. L'obiettivo è 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 rivolta alla creazione di una banca dati sperimentale significativa, all'ulteriore sviluppo di modelli CFD per l'analisi degli effetti termoidraulici e allo 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). L'obiettivo è 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 settore dell'energia nucleare con una tesi di dottorato. Dall’introduzione del programma sono stati sostenuti tre dottorandi. Le domande devono essere presentate tramite il dipartimento Nuclear Engineering and Sciences dell’Istituto Paul Scherrer (PSI-NES). Gli interessati sono invitati 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 intende 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 dei reattori ad acqua pressurizzata. Attraverso esperimenti mirati, verrà analizzata per la prima volta in modo sistematico l'interazione tra la chimica dell'acqua e la fluidodinamica, 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 validazione 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. L'obiettivo è 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 radiolanthanidi di rilevanza medica, quali il Lu-177 e il Tb-161, all’interno di una centrale nucleare commerciale. L'impiego di materiali bersaglio metallici intermetallici, tecniche innovative di produzione e ritrattamento, nonché test di irradiazione realistici, dovrebbe consentire una produzione di radiolantanidi affidabile, di elevata purezza e utilizzabile 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 quello di perfezionare dati, modelli e metodi per la valutazione del rischio sismico nei siti industriali e negli impianti critici.
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