Fissione nucleare

L'ENEA, sin dalla sua costituzione, svolge attività di ricerca e sviluppo nel settore della fissione nucleare.

Attualmente, le attività tecnico-scientifiche sono focalizzate principalmente sulla ricerca e sviluppo di sistemi nucleari avanzati per impianti produttivi innovativi e per la risoluzione di problematiche di medio lungo termine legate alla disponibilità delle risorse di combustibile e alla minimizzazione dei rifiuti radioattivi a lunga vita.

L'ENEA svolge, inoltre, attività di formazione e informazione protese ad incrementare le competenze di settore e le conoscenze del pubblico sui vari aspetti dell’energia nucleare al fine di favorirne l’accettabilità.

L’ENEA svolge la propria attività di ricerca e sviluppo avvalendosi di impianti sperimentali per prove e qualifiche di materiali, componenti e sistemi, e di reattori nucleari di ricerca per sperimentazioni di fisica dei materiali e per applicazioni di medicina nucleare.

Con il suo grande bagaglio di conoscenze e competenze l’ENEA rappresenta un qualificato soggetto tecnico-scientifico in grado di supportare le Istituzioni – e, in particolare, l’Agenzia per la Sicurezza Nucleare - per tutte le attività di sicurezza, protezione e controllo connesse alla progettazione, realizzazione, esercizio e dismissione degli impianti nucleari e per l’individuazione di siti idonei di stoccaggio e smaltimento finale del materiale radioattivo, nel pieno e assoluto rispetto della salute dei cittadini e della conservazione del patrimonio ambientale.

Le principali attività di ricerca e sviluppo riguardano:

  • Sistemi nucleari avanzati: Attività di ricerca e sviluppo relative ai sistemi nucleari di nuova generazione (reattori avanzati refrigerati ad acqua leggera, reattori di quarta generazione refrigerati a metallo liquido e a gas ad alta temperatura) e di reattori nucleari a fissione di piccola e media taglia. In particolare, per quanto riguarda i reattori nucleari di IV Generazione, ENEA sviluppa e gestisce infrastrutture tecnologiche in supporto alla progettazione e dimostrazione della fattibilità di sistemi nucleari refrigerati a metallo liquido (LFR – Lead cooled Fast Reactor, SFR – Sodium cooled Fast Reactor) e gas (VHTR – Very High Temperature Reactor).
  • Ingegneria sperimentale: Realizzazione di impianti sperimentali per la qualifica di componenti prototipici e sistemi di impianti nucleari di potenza (AP1000, EPR - European Pressurized Reactor, LFR – Lead cooled Fast Reactor, ecc.), definizione, progettazione e conduzione di campagne sperimentali e interpretazione dei risultati.
  • Reattori di ricerca: Tecniche di diagnostica e terapia medica attraverso l'uso di canali a flusso neutronico modulabile di reattori nucleari di ricerca (Radiografia e Tomografia Neutronica); studio e caratterizzazione di materiali; validazione di codici neutronici.
  • Caratterizzazione di materiali per reattori nucleari: Caratterizzazione sperimentale dei materiali di prima barriera (fuel cladding) e dei materiali strutturali (acciai austenitici, acciai ferritici-martensistici, acciai a ossidi dispersi “ODS”, acciai ricoperti) per applicazioni in sistemi a metallo liquido fluente e gas ad alta temperatura. Qualifica dei materiali strutturali per la realizzazione dei componenti dinamici in metallo liquido pesante, prove distruttive e non distruttive su materiali e componenti.
  • Caratterizzazione di materiali nucleari e rifiuti radioattivi: Manipolazione e caratterizzazione radiochimica di materiali contenenti radioisotopi mediante spettrometria gamma a scansione e in geometria variabile, caratterizzazione di radionuclidi α e β-emettitori, misure neutroniche passive e analisi elementale mediante ICP massa ed ottico. Punto Nazionale di Contatto per la lotta contro il traffico illecito di materiale nucleare.
  • Gestione dei rifiuti radioattivi: Sistemi innovativi per lo smaltimento in sicurezza dei rifiuti nucleari; analisi di affidabilità per la definizione dei siti idonei per impianti di produzione e depositi di smaltimento, sistema integrato nazionale per la raccolta dei rifiuti radioattivi di origine non elettronucleare e delle sorgenti.
  • Modelli e simulazione: Sviluppo di modelli e simulazione del sistema reattore per studi di sicurezza ed ingegneria su sistemi nucleari attuali e futuri; simulazione di sistemi avanzati di controllo e protezione; modelli avanzati di supporto alle decisioni per operatori di impianto; sistemi innovativi di interfaccia uomo-macchina.

 

Tutte le attività sono portate avanti nell’ambito di programmi nazionali di ricerca e sviluppo finanziati dal Ministero dello Sviluppo Economico (in particolare, nell’ambito dell’Accordo di Programma relativo alla Ricerca di Sistema Elettrico) e dal Ministero dell’Istruzione, dell’Università e della Ricerca, di progetti europei finanziati dall’Euratom e di altre rilevanti iniziative internazionali.

L’ENEA ha rapporti di collaborazione con le principali Istituzioni, Università ed Enti di ricerca nazionali e internazionali, accordi con i principali organismi nucleari internazionali (International Atomic Energy Agency, Nuclear Energy Agency, EURATOM) e, oltre alla partecipazione ai principali Programmi di Ricerca Europei, mantiene rapporti di collaborazione e scambio di ricercatori con i due principali enti di ricerca nucleare francesi (Commissariat à l’Énergie Atomique e Institut de Radioprotection e de Sûreté Nucléaire).

La formazione di tecnici, operatori e manager di impianti nucleari è svolta in collaborazione con i principali atenei italiani (Consorzio Interuniversitario per la Ricerca Tecnologica Nucleare), i ministeri di riferimento (Ministero dello Sviluppo Economico, Ministero dell’Istruzione, dell’Università e della Ricerca, Ministero dell’Ambiente e della Tutela del Territorio e del Mare) e le principali industrie e società di formazione del settore.

La diffusione dell’informazione scientifica e l’informazione al pubblico sull’impiego dell’energia nucleare sono svolte in collaborazione con le Istituzioni, le Università e l’Industria attraverso pubblicazioni scientifiche, la rivista " Energia, Ambiente e Innovazione" e il sito web ENEA (si vedano, in particolare, le pagine dedicate alla Ricerca Sistema Elettrico e al FOCUS fissione nucleare) nonché seminari, convegni ed incontri aperti al pubblico.

 

UNITÀ DI RIFERIMENTO

Unità Tecnica Tecnologie e Impianti per la Fissione e la Gestione del Materiale Nucleare
Responsabile: Ing. Massimo Sepielli
e-mail: massimo.sepielli@enea.it

Unità Tecnica Metodi per la Sicurezza dei Reattori e del Ciclo del Combustibile
Responsabile: Ing. Paride Meloni
e-mail: direzione.utfissm@enea.it

Unità Tecnica Ingegneria Sperimentale Brasimone
Responsabile: Ing. Pietro Agostini
e-mail: pietro.agostini@enea.it


Materiale di approfondimento:
  • Reattore termico di ricerca TRIGA (Centro Ricerche Casaccia)

    Il reattore sviluppa una potenza di 1 MWth. Il TRIGA RC-1 (Training, Research, Isotopes, General Atomics - Reattore Casaccia 1) è una sorgente di neutroni termici che può essere utilizzata per: radiografia e tomografia con neutroni; produzione di radio farmaci; irraggiamento neutronico di materiali; qualificazione di rivelatori di neutroni; supporto alla didattica dei corsi di Ingegneria Nucleare

  • Reattore veloce di ricerca Tapiro (Centro Ricerche Casaccia)

    Il reattore sviluppa una potenza di 5 kW. Il reattore TAPIRO (TAratura PIla Rapida a potenza zerO) è una sorgente di neutroni veloci. Può fornire una vasta gamma di spettri neutronici e può, pertanto, essere utilizzato in molti settori per: la validazione dei codici di calcolo di nocciolo impiegati nella progettazione dei reattori di IV Generazione; lo studio del danneggiamento dovuto a neutroni veloci; la sperimentazione per la produzione di dati nucleari; la valutazione del danno indotto da neutroni su componentistica esposta a campi neutronici; la qualificazione di catene di rivelazione innovative; supporto didattico nei corsi di Ingegneria Nucleare

  • Impianto VAPORE (Centro Ricerche Casaccia)

    Impianto VAPORE per la qualifica di componenti nucleari. Nell’immagine: prove del sistema automatico di depressurizzazione del reattore AP-600 (Westinghouse). Vista d’assieme in una fase della campagna sperimentale

  • Impianto sperimentale a metallo liquido LIFUS 5

    Impianto sperimentale a metallo liquido LIFUS 5 presso il Centro Ricerche Brasimone. L’impianto è utilizzato per la qualifica sperimentale del generatore di vapore prototipico proposto per il reattore LFR – Lead cooled Fast Reactor

  • Impianto a metallo liquido Circe

    Sezione di prova ICE (Integral Circulation Experiment), impianto a metallo liquido CIRCE (Centro Ricerche Brasimone). L’attività ICE ha permesso di caratterizzare in scala 1 MW il comportamento termo-fluidodinamico del sistema primario di un reattore LFR – Lead cooled Fast Reactor

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