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UNIVERSITÀ DEGLI STUDI DI PAVIA

LABORATORIO ENERGIA NUCLEARE APPLICATA

CENTRO SERVIZI INTERDIPARTIMENTALE

Via Aselli 41 - 27100 PAVIA (Italy) Tel. +39-382-987300 Fax +39-382-987302

Il LENA oggi, 50 anni dopo (Dr. A. Salvini, Direttore LENA)

1. Introduzione

Meno di cinque anni dopo il dicembre del 1953, data in cui risale il discorso Atoms for Peace

del presidente degli Stati Uniti Dwight D. Eisenhower presentato all'assemblea generale delle

Nazioni Unite, fu concepito, costruito e messo in condizioni operative, presso la Divisione della

General Atomic a San Diego, il TRIGA® (acronimo di Training, Research, Isotope production,

General Atomic), un nuovo tipo reattore intrinsecamente sicuro sviluppato per la ricerca

nucleare, il training e la produzione di isotopi. Nel corso degli anni, la filiera TRIGA si è

evoluta diventando in breve tempo il reattore di ricerca più diffuso al mondo (Fig. 1), con livelli

di potenza di esercizio fino a 14 MW, e progetti fino a 25 MW.

Figura 1. Mappa dei reattori di ricerca tipo TRIGA nel mondo (IAEA-GA)

Alla fine del 2014 il database IAEA (International Atomic Energy Agency) dei reattori di

ricerca contava nel mondo una rete diffusa di 66 reattori costruiti, di cui 37 in esercizio e 29 in

fermo macchina o in smantellamento. La Tabella 1 mostra la lista dei reattori TRIGA in

esercizio aggiornata al 2014.

Country Facility Name TRIGA Type Power

First

criticality

Steady State (kW) Pulsing (MW)

1 AUSTRIA TRIGA II VIENNA MARK II 250 250 1962-03-07

2 BANGLADESH TRIGA MARK II MARK II 3 000 3,900 1986-09-14

3 BRAZIL IPR-RI MARK I 100 - 1960-11-06

4 COLOMBIA IAN-R1 CONVERSION 30 1997-08-29

5 FINLAND FIR-1 MARK II 250 250 1962-03-27

6 GERMANY FRMZ MARK II 100 250 1965-08-03

7 INDONESIA

TRIGA MARK II,

BANDUNG MARK II 2 000 - 1964-10-19

8 INDONESIA KARTINI-PTAPB MARK II 100 - 1979-01-25

9 ITALY LENA, TRIGA II PAVIA MARK II 250 250 1965-11-15

10 ITALY TRIGA RC-1 MARK II 1 000 - 1960-06-11

11 JAPAN NSRR ACPR 300 22,000 1975-06-30





12 MOROCCO MA-R1 MARK II 2 000 - 2007-05-02

13 MEXICO TRIGA MARK III MARK III 1 000 2,000 1968-11-08

14 MALAYSIA TRIGA PUSPATI (RTP) MARK II 1 000 1,200 1982-06-28

15 ROMANIA

TRIGA II PITESTI - SS

CORE MPR 14 000 1980-02-02

16 ROMANIA

TRIGA II PITESTI -

PULSED ACPR 500 22,000 1980-02-02

17 SLOVENIA

TRIGA- MARK II

LJUBLJANA MARK II 250 - 1966-05-31

18 THAILAND TRR-1/M1 CONVERSION 2 000 1,200 1977-11-07

19 TURKEY ITU-TRR, TECH UNIV MARK II 250 250 1979-03-11

20 USA MUTR UNIV. MARYLAND CONVERSION 250 - 1974-12-01

21 USA

OSTR, OREGON STATE

UNIV. MARK II 1 100 3,200 1967-03-08

22 USA

UC DAVIS/MCCLELLAN

N. RESEARCH CENTER MARK II 2 000 1,200 1990-01-20

23 USA TRIGA II UNIV. TEXAS A MARK II 1 100 1,600 1992-03-12

24 USA TRIGA UNIV. UTAH MARK I 100 - 1975-10-25

25 USA NRAD CONVERSION 250 - 1977-10-12

26 USA

KANSAS STATE TRIGA

MK II MARK II 250 250 1962-10-16

27 USA

GSTR USGS

GEOLOGICAL SURVEY MARK I 1 000 1,200 1969-02-26

28 USA

UNIVERSITY OF

CALIFORNIA, IRVINE MARK I 250 250 1969-11-25

29 USA AFRRI TRIGA MARK F 1 000 3,300 1962-01-01

30 USA DOW TRIGA MARK I 300 - 1967-07-06

31 USA RRF REED COLLEGE MARK I 250 - 1968-07-02

32 USA UWNR UNIV. WISCONSIN CONVERSION 1 000 2,000 1967-03-26

33 USA WSUR WASHINGTON ST.

UNIV. CONVERSION 1 000 2,000 1967-03-13

34 USA PSBR PENN ST. UNIV. CONVERSION 1 000 2,000 1965-08-15

35 USA

ANN. CORE RES.

REACTOR (ACRR) ACPR 4 000 22,000 1967-06-01

36 USA AEROTEST OPERATIONS CONVERSION 250 - 1965-07-09

37 USA NSCR TEXAS A&M UNIV. CONVERSION 1 000 2,000 1968-01-01

Tabella 1: Reattori TRIGA in esercizio (fonte IAEA).

In Tabella 2 due sono elencate le specifiche del combustibile a basso arricchimento per i reattori

tipo TRIGA e la Figura 2 mostra lo schema e la foto dell’elemento TRIGA standard.

Table 2. Specifiche per il combustibile TRIGA LEU U-ZrH-Er Uranium content

8.5, 12, 20, 30 or 45 wt%

Uranium enrichment

19.7±0.2 wt%

Uranium homogeneity Manufacturing process produces a homogenous distribution of uranium

Burnable poison

Erbium: Nominal range is 0.5–1.6 wt%, depending on uranium content, core reactivity and

burn-up requirements. The low uranium density fuels, i.e. fuel with 8.5 wt% and 12 wt%

has no erbium

Erbium homogeneity Manufacturing process produces a homogenous distribution of erbium

H/Zr ratio Nominal value is 1.60 (range 1.57–1.65)

Cladding material 304 Stainless steel or Incoloy 800 with a Beq < 8.

Cladding thickness

Nominal element OD (cm) Nominal thickness (mm)

3.81 0.51

1.27 0.41





Figura 2: Elemento TRIGA.

In Tabella 3, sono indicate le specifiche del reattore TRIGA installato presso il Laboratorio

Energia Nucleare Applicata (LENA) dell’Università degli Studi di Pavia con i dati relativi alla

prima criticità, la cui configurazione del nocciolo del reattore nel 1965 è rappresentata in Figura

3.

Tabella 3. Specifiche del reattore TRIGA Mk II di Pavia

Potenza massima (stato stazionario) 250 kW

Flusso massimo (Canale Centrale) 1.8 1013 cm-2 s-1

Massa* di Fissile (235-U)

* massa di 235U necessaria nel combustibile, alla

prima carica del nocciolo, affinché il reattore abbia

un coefficiente di moltiplicazione effettivo k=1

2.2 kg

corrispondenti a 62 elementi nuovi

(prima carica di combustibile)

Coefficiente di temperatura del combustibile-

moderatore (negativo)

-1.2x10-4 Δk/k C° a 50° C

Moderatore HZr, H2O

Riflettore Grafite

Termovettore H2O

N° di barre di controllo 3

Temperatura del combustibile a 250 kW 230° C

Temperatura del termovettore a 250 kW 35-40° C





Figura 3. Configurazione del nocciolo del

reattore alla prima criticità nel 1965. Gli elementi

di combistibile con incamiciatura di Al sono

rappresentati in verde, le barre di controllo in

rosso, gli elementi di graffite in giallo ed i canali

di irraggiamento in grigio e ed azzurro.

La diffusione dei reattori tipo TRIGA nel mondo è da ricercarsi prendendo in considerazione

le sue caratteristiche di progetto che si traducono in una lista di considerazioni positive di

seguito elencate:

Economicità di installazione. Se comparata a reattori di stessa potenza ma con differente

combustibile.

Economicità di esercizio.

Basso consumo di combustibile. Combustibile arricchito fino a quasi il 20% su reattori con

potenza medio bassa. La vita media del combustibile risulta superiore a molte altre filiere

di reattori anche in considerazione del massimo burnup permesso.

Di semplice esercizio. La sicurezza intrinseca di questa filiera di reattori, li rende semplici

nell’utilizzo. Essi sono infatti impiegati come strumenti di training per i futuri operatori di

facilities piu complesse.

Sicuro. I reattori tipo TRIGA sono intrinsecamente sicuri per eventi di inserzione

incontrollata di reattività. Considerando la bassa densità di potenza e le caratteristiche del

combustibile TRIGA si può considerare sicuro anche per l’incidente di riferimento di

perdita del vettore di raffreddamento.

Bassa severità dei requisiti di sito. Basso inventario dei materiali fissile.

Versatilità. Il reattore può seguire cicli di funzionamento molto flessibili. Risulta minimo,

se comparato con altri impianti, il tempo necessario ad effettuare variazioni di potenza,

startup o spegnimento. La sua versatilità trova riscontro nei molteplici campi di

applicazione possibili quali:

- Formazione sia accademica che specialistica

- Applicazioni in campo biologico

- Applicazioni in campo chimico





- Scienza della terra

- Scienza dei materiali

- Mediche

- Metallurgiche

- Applicazioni industriali

- Applicazioni forense

- Rivelazione delle radiazioni

- Radiobiologia

- Sicurezza radiologica e nucleare

(a) Waste management

(b) Nuclear safeguards

2. Fattore di utilizzo del reattore

In tabella 4 sono riportati i dati relativi al funzionamento a piena potenza del reattore per il

periodo Settembre 2009 - Agosto 2014. Il fattore di utilizzo del reattore, come definito nella

linea guida IAEA NP-T-5.4, OPTIMIZATION OF RESEARCH REACTOR AVAILABILITY

AND RELIABILITY: RECOMMENDED PRACTICES, IAEA 2008: è stato ricavato mediante la

seguente relazione:

Anno Giorni di

funzionamento

Ore a 250

kW

Impulsi MWd g 235U

consumati

Fattore

Utilizzo

2009 106 321.52 0 3.35 3.52 61%

2010 95 229.9 0 2.35 2.52 52%

2011 72 376.4 0 3.92 4.13 49%

2012 107 324.9 0 3.38 3.56 62%

2013 107 337.7 0 3.52 3.70 57%

2014 119 305.7 0 3.19 3.35 (61%)

Tabella 4. Dati di funzionamento

3. Valutazione aggiornata di sicurezza

La valutazione di sicurezza è eseguita in riferimento alle raccomandazioni contenute nel “Code

of Conduct on Safety Research Reactors” della IAEA (approvato dal Consiglio dei Governatori

nel marzo 2004 ed approvato dalla Conferenza Generale con la risoluzione GC(48)/RES/10.A.8

nel settembre 2004) e con particolare attenzione alle risultanze ottenute durante le missioni

della IAEA presso l’impianto denominate OMARR (Operation and Maintenance Assessment

of Research Reactors) e INSARR (Integrated Safety Assessment of Research Reactors). La

valutazione tiene conto delle piu recenti linee guida ed è conforme alla normativa di riferimento.





Riesame dei sistemi, strutture e componenti rilevanti per la sicurezza nucleare e

protezione sanitaria ed eventuali modifiche suggerite dall’esperienza operativa anche

internazionale.

L’impianto ha implementato negli anni un Sistema di Gestione ed è certificato secondo ISO

9001 per il processo di irraggiamento e per il sistema di analisi e misure. Il sistema stabilisce

come obbiettivi la continua ricerca del miglioramento della sicurezza nucleare e del sistema di

garanzia della qualità. Il sistema è in linea con le raccomandazioni dello standard SSGS-R-3d

della IAEA. L’implementazione del sistema di gestione usa un approccio graduale

nell’applicazione dei requisiti di sicurezza del sistema di gestione integrato. Il sistema include

l’implementazione della IAEA Safety Report No. 75.

Al fine di mantenere, monitorare e gestire gli aspetti relativi all’invecchiamento dei sistemi,

strutture e componenti di impianto è stato implementato un Sistema di gestione dell’Ageing

ed è stata effettuata una campagna di rivalutazione delle condizioni sulla base delle indicazioni

riportate nella guida tecnica IAEA Specific Safety Guide SSG 10 “Ageing management for

Research Reactors”. La prima fase delle attività ha riguardato un riesame delle condizioni dei

sistemi e la valutazione dei meccanismi di invecchiamento e delle potenziali criticità introdotte

da fattori temporali. Sulla base delle relative risultanze, sono in fase di pianificazione e

implementazione ulteriori attività di controllo periodico rispetto a quelle già in essere presso

l’impianto. In questo contesto è stata condotta nel mese di settembre 2014 una campagna di

ispezione visiva, mediate videocamera, relativa al contenitore del reattore, alle saldature e ai

relativi componenti quali canali orizzontali, sostegni del nocciolo, esperienze fisse, attrezzature

e sostegni vari delle camere di misura. (Foto 1)

Foto 1: Alcuni particolari della videoispezione.

Al fine di garantire il continuo aggiornamento professionale, lo scambio di informazioni ed

esperienze tecniche maturate attraverso l’esercizio di impianti della stessa categoria, il LENA





promuove e partecipa attivamente a ingressi, workshops e meeting a livello sia nazionale che

internazionale. Partecipa inoltre ad attività e a gruppi di lavoro internazionali organizzati

principalmente dalla IAEA sulle tematiche inerenti la gestione operazione e manutenzione

degli impianti nucleari di ricerca, lo sviluppo di nuove tecnologie, la diffusione di good

practices, la promozione e sviluppo della cooperazione internazionale. Attualmente il LENA è

membro attivo di:

- TWGGRR technical Working Group for Research Reactors – IAEA “The Technical Working Group on Research Reactors (TWGRR) is a group of senior international

experts with recognized experience in the areas of research reactor operation, utilization, maintenance,

refurbishment, modernization, fuel (fresh and spent) management, nuclear fuel cycle, quality assurance

and new designs, with particular emphasis on strategies, implementation, technologies and

methodologies” - RROG Research Reactors Operating Group (IAEA/EURATOM)

“Initiative of the European Atomic Energy Society (EAES) to establish a research reactor operator group

(RROG) to review operational safety matters and promote the exchange of experience in Europe” - CRP Coordinated Research Programs – IAEA

“Coordinated Research Projects (CRP) are an important IAEA mechanism for organizing international

research work to achieve specific research objectives consistent with the IAEA programme of work. The

results of these projects are available, free of charge, to scientists, engineers and other users from all

Member States” - MEDITERRANEAN NETWORK of Research Reactors – IAEA

“The MRRN combines regional expertise in research reactors and other nuclear research devices and

techniques to offer products and services of the highest caliber. Formally convened under the IAEA's

Technical Cooperation Programme in 2010, the institutions of the 14 member states have recognized

common interests and services, with a focus on three major topics:

1. Nuclear education and training,

2. Neutron activation analysis (NAA)

3. Neutron radiography and tomography

- GTRRN Global TRIGA Research Reactors Network “Strategic tasks of the GTRRN is to establish closer contacts to main stakeholders such as the IAEA, US

Department of Energy, EURATOM Supply Agency, General Atomics and relevant national bodies; to

discuss the fuel back-end options; to pool the available fresh fuel situation including needs of fresh fuel

provision within the next 5-10 years; and to collect information on individual reactor needs and

services.”In questo ambito il LENA ha partecipato alla stesura del documento: World of TRIGA®

Research Reactors: Present and Future.

Stato del combustibile

A settembre 2013, sono state effettuate operazioni di riconfigurazione del nocciolo del reattore

al fine di ottimizzare il burn-up relativo agli elementi di combustibile, compensando la

riduzione di eccesso di reattività del nocciolo dovuta al normale utilizzo del reattore (Figura. 4)





Figura 4:Configurazione attuale del nocciolo del Reattore TRIGA Mark II del LENA (orientamento: N-

S da sinistra a destra)

Il massimo burn-up del combustibile utilizzato nel ciclo di vità del reattore è di 17.93% (ossia

circa 34.06 MWd/kg di uranio). Ricordando che la General Atomic raccomanda un burn-up del

combustibile TRIGA non superiore al 50% (Ref. NUREG-1282 and Simnad and West, 1986)

e che il combustibile TRIGA a basso contenuto di uranio, come è quello utilizzato presso il

reattore di Pavia (8.5% in peso), ha un tasso di burn-up di progetto di 100 MWd/kg di uranio,

si può concludere che:

- il combustibile attualmente impiegato presso il reattore TRIGA Mark II del LENA

soddisfa ampiamente entrambe le indicazioni della ditta produttrice.

- si stima una vita di utilizzo del combustibile, all’attuale ritmo di funzionamento, ancora

lunga ed in ogni caso superiore alla decade.

Con questi presupposti e considerando il combustibile fresco presente sull’impianto, si

può considerare di mantenere la criticità alla potenza nominale fino al 2025.

Stato della strumentazione di controllo

Nel corso dell’esercizio dell’impianto, la strumentazione di controllo è stata mantenuta in

perfetta efficenza operando regolarmente le manutenzioni così come descritte nella

documentazione di riferimento. La dove è stata riscontrata una difficoltà a reperire i ricambi

necessari per il mantenimento in esercizio, si è provveduto alla sostituzione con pezzi

equivalenti ma facilmente reperibili sul mercato. Il risultato è una strumentazione di

controllo che rispecchia il sistema originario ma aggiornata nei componenti. Al lavoro di

revisione delle varie componeti si aggiunge il rinnovamento della pulsantiera di controllo delle

barre già affidato ad una ditta di comprovata esperienza nel settore ed in particolare sulla

strumantazione di controllo TRIGA.





La fornitura è comprensiva della progettazione di dettaglio ed in particolare consiste di:

- documentazione di progetto corredata di relative Distinte Base;

- n. 1 unità pulsantiera di controllo delle barre;

- n. 1 Pannello di Simulazione Impianto propedeutico alla installazione finale;

- attività di prova funzionale svolta e collaudo.

La Figura 5 mostra l’immagine della consolle originaria e quella di oggi.

Figura 5: Confronto delle strumentazioni di controllo (1965-2015)

Stato dei sistemi ausiliari di impianto

Negli anni i sistemi ausiliari quali ventilazione, sistemi idraulici, impianti elettrici, sistemi di

monitoraggio ambientale, di sollevamento, ecc. sono satati aggiornati. In particolare si può

affermare che nell’ultimo decennio tutti i sistemi più importati ai fini della sicurezza e del

corretto esercizio sono stati rivisti o sostituiti completamente.

Aggiornamento della documentazione di riferimento

E’ in atto un aggiornamento della documentazione di riferimento (Rapporto Finale di

Sicurezza) con la rivalutazione dei presupposti tecnici. A seguito di questa attività è indagata la

possibile concomitanza di piu eventi naturali e come questi impattano sull’impianto. Già dalla

documentazione presente e dalle caratteristiche tecniche del reattore, si vede come il progetto

originario sia ancora attuale e risponda a tutti i requisiti si sicurezza aggiornati.

Gli eventi naturali finora rivaluati sono:

- Sisma

- Inondazione

- Tsunami

- Tornadi





4. Attività di Servizio, Ricerca e collaborazioni del centro. L’utilizzo del reattore consiste principalmente nella fornitura di servizi di irraggiamento e di

misure nucleari, e nel supporto ad attività di ricerca di base e applicata, nonche nel campo

dell’education & training specialistico.

Le tipologie di utenti del LENA possono essere raggruppati nelle seguenti categorie:

Dipartimenti dell'Università degli Studi di Pavia, altre Università ed istituzioni nazionali ed

internazionali, soggetti privati. Nelle sezioni seguenti vengono presentati i principali campi di

Ricerca nei quali è coinvolto il reattore di Pavia sia direttamente che come supporto tecnico a

queste attività.

- Analisi per Attivazione Neutronica (NAA)

L’Analisi per Attivazione Neutronica (NAA) è presente al LENA sin dalla sua nascita. La

tecnica è utilizzata come strumento in vari settori di ricerca e sviluppo, per esempio come prova

e la caratterizzazione dei materiali, lo studio dei processi industriali nel settore siderurgico e

altri settori. Presso il LENA, la tecnica NAA ha trovato applicazione in, analisi in scienza

forense (analisi dei guanti di paraffina), in campo alimentare, storico, ed applicato alla

qualificazione dei materiali e dispositivi elettronici ad un utilizzo in un campo di radiazioni.

Associato alle attività di ricerca e sviluppo sono presenti applicazioni industriali quali i controlli

di qualità dei materiali. In collaborazione con l'Area Radiochimica del Dipartimento di Chimica

di Pavia, sono svolte diverse attività di ricerca con l'applicazione di tecniche di analisi NAA,

sia strumentali che distruttive. Sono esempi delle attività in corso l’indagine su nuovi metodi di

separazione per la determinazione di elementi in traccia in matrici geologiche, cosmologiche e

ambientali. Un altro campo è l'applicazione dell’NAA in indagini archeologiche come ad

esempio gli studi di provenienza. I materiali più comunemente studiati sono marmi, graniti,

ossidiane, ceramica, bronzo e monete. L’NAA per attivazione neutronica è utilizzata anche per

la determinazione dello spettro di neutroni nel reattore TRIGA Mark II.

- Boron neutron capture therapy (BNCT)

Da diversi anni la struttura è coinvolta nella ricerca per le applicazioni mediche di irraggiamento

neutronico utilizzando diverse tecniche di analisi; in particolare, la BNCT, occupa una quota

sostanziale del tempo di funzionamento del reattore. Per la prima volta nel mondo, la BNCT è

stata applicata con un protocollo di auto-trapianto presso il reattore TRIGA in Pavia. L'idea era

quella di trattare un intero organo affetto da metastasi multiple non operabili. La terapia è basata

sulla reazione di cattura di neutroni da parte del boro mediante reazione 10B(n,α)7Li. Gli

irraggiamenti con neutroni termici per la BNCT vengono effettuati in una piccola camera

alloggiata nella colonna termica modificata del reattore, la quale è stato utilizzato per eseguire

la terapia sul fegato espiantato di pazienti affetti da metastasi multiple. L'idea era di sfruttare

questo meccanismo irradiando tutto il fegato affetto da metastasi da carcinoma del colon, una

patologia che causa la morte dei pazienti in pochi mesi a causa di insufficienza epatica, anche

se il tumore primario viene facilmente rimosso e altre metastasi sono presenti. Dopo

somministrazione boro, il fegato è stato espiantato e irradiato per circa 10 minuti nella colonna

termica del reattore in modo da garantire la migliore uniformità flusso neutronico possibile

all'interno dell'organo. Dopo l'irraggiamento il fegato è stato nuovamente impiantato nel

paziente. Due trattamenti sono stati eseguiti nel 2001 e nel 2003. Questo protocollo ha ispirato

altri gruppi di ricerca internazionali, al fine di applicare la BNCT in altre strutture e ad altri

organi espiantabili.

A settembre 2015 l’impianto collaborato nell’evento VIII Young Researchers BNCT

Meeting rendendo disponibile una visita alle facilities.





- Ricerca Metrologica

L' Area di Radiochimica di Pavia (Dipartimento di Chimica) e di Spettroscopia dell'INRIM

(Istituto Nazionale di Ricerca Metrologica) si occupa dello studio, lo sviluppo e l'applicazione

di metodi radioanalitici, nucleari e spettroscopici per la misurazione di quantità di sostanze per

interconfronto, certificazione e ricerca applicata in vari campi come ad esempio, sanità,

ambiente, l'energia e materiali. Le attività di ricerca dell'INRIM sono di frequente svolte con il

reattore di Pavia. In particolare, è stato sviluppato un metodo mediante NAA per la

determinazione degli elementi maggiori e in traccia in diversi tipi di matrice. In metrologia, la

procedura di attivazione viene utilizzata per la certificazione dei materiali di riferimento

distribuiti da istituzioni come NIST (National Institute of Standards and Technology, USA),

IAEA (International Atomic Energy Agency) IRMM (Istituto Italiano dei Materiali e Misure

di riferimento). Tutte le attività di misurazione e ricerche effettuate da INRIM includono una

fase di irraggiamento di uno o più campioni al LENA.

- Produzione di radioisotopi

Il Tecnezio-99 metastabile (99mTc) è il marcatore radioattivo più importante e ampiamente

utilizzato in medicina nucleare. Dal 2009 la comunità scientifica internazionale ha messo in

evidenza il problema critico sulla possibile carenza nel prossimo futuro di fornitura di 99mTc. In

questo contesto si cercano di scoprire metodi di produzione del radioisotopo diversi da quelli

tipici mediante reattori nucleari. Una delle possibilità è quella di sostituire il metodo basato sui

reattori con sistemi basati su acceleratori. In questo contesto, il LENA è inserito dal 2012 in

progetti finanziati in gruppo 5 INFN (Istituto Nazionale di Fisica Nucleare) al fine di scoprire

itinerari alternativi di produzione 99Mo/99mTc mediante acceleratore ed in particolare per le fasi

di separazione radiochimica del 99mTc dal Mo attivato utilizzando la tecnica MEK in

collaborazione con l'Unità di Radiochimica del Dipartimento di Chimica Pavia. Il progetto ha

coinvolto anche le sezioni INFN di Legnaro, Padova, Milano e Ferrara. I risultati ottenuti fino

ad oggi sono inseriti nella pubblicazione IAEA “Final Report of Research Coordination

Meeting on “Accelerator-based Alternatives to Non-HEU Production of 99Mo/99mTc”

Accanto al progetto sopracitato, il LENA prepara anche alcuni radionuclidi usati come

tracciante per esperienze di ricerca nel campo del trattamento dei rifiuti. I principali radionuclidi

prodotti sono 134Cs, 110mAg, 24Na, 60Co.

- Fisica del Reattore ed Ingegneria Nucleare

Il LENA in ambito INFN, ha offerto supporto tecnico e dato contributo scientifico a diversi

progetti di ricerca. Attualmente partecipa alle attività dei progetti (INFN-e) svolti in

collaborazione con altre Università (Università degli Studi di Milano Bicocca, Politecnico di

Milano), relative alla fisica del reattore e all’ingegneria nucleare, nelle quali l’utilizzo del

reattore gioca un ruolo sostanziale. I progetti seguano le linee di ricerca riguardanti questioni

chiave per la progettazione delle centrali nucleari di nuova generazione e cicli del combustibile

per lo sviluppo di metodi computazionali flessibili per la determinazione dei parametri

fondamentali quali la criticità , la distribuzione di flussi di neutroni, l’evoluzione temporale

della composizione combustibile nucleare (cinetica di veleni, burn-up, produzione e

trasmutazione degli attinidi e dei frammenti di fissione, isotopi di decadimento). L'obiettivo di

questi progetti è la validazione di specifici codici di calcolo per confronto con misure dirette.

In questo ambito si sono individuati tutta una serie di strumenti di analisi e tecniche di misura

che hanno permesso la pressoché completa caratterizzazione del reattore di ricerca TRIGA

Mark II del LENA. Al fine di utilizzare ed ottimizzare gli strumenti sviluppati anche per





tematiche rivolte ad una nuova generazione di reattori veloci (Gen-IV) o a sistemi moltiplicanti

sottocritici pilotati (o meno) da acceleratori (ADS – Accelerator Driven Systems) risulta di

sostanziale importanza analizzare ed utilizzare la componente veloce del reattore TRIGA per

studi specifici sulle reazioni, sulle sezioni d’urto e sul burn-up che possa ricondurre alle

condizioni operative che si sperimenteranno all’interno di queste nuove tipologie di macchine.

Allo stesso tempo gli studi sul TRIGA hanno mostrato come l’integrazione dei modelli multi-

fisici che inglobino al loro interno i vari aspetti quali la neutronica e la termo-idraulica (ad

esempio) risulterà di cruciale importanza per meglio comprendere tutte le fasi di

comportamento, sia statiche che dinamiche, che i reattori di nuova generazione avranno nel loro

normale ciclo di funzionamento.

Partendo dai risultati ottenuti nell'esperimento ARCO che ha portato ad una caratterizzazione

completa del reattore TRIGA di Pavia utilizzando diversi dispositivi di analisi, il nuovo progetto

di ricerca INFN_E ARCO_FAST trasferisce questi strumenti di calcolo su argomenti come i

reattori veloci (GEN-IV) e ADS. Per le applicazioni sperimentali sarà utilizzata la componente

veloce del flusso neutronico del TRIGA per lo studio sezioni d’urto e del burn-up relativamente

a questi nuovi tipo di reattori. Al fine di raggiungere gli obiettivi del progetto una nuova

struttura che utilizza il canale D del reattore (canale orizzontale) è finanziata e in

realizzazione.

In questo ambito un'altra collaborazione scientifica da menzionare è svolta con ENEA (Agenzia

nazionale per le nuove tecnologie, l'energia e lo sviluppo economico sostenibile). In particolare

si prevede lo sviluppo di modellizzare il Reattore Nucleare TRIGA ( 250 kWt ) di Pavia al fine

di simularne la dinamica del reattore e interiorizzarne i processi :

- Avviamento, salita e discesa a potenza, variazione potenza, normale spegnimento, ecc.

- Regimi stazionario, sinusoidale e pulsato

- Scram del reattore ( manuale e automatico )

- Incidenti di reattività ( General Atomic ) , ecc.

Il modello è sviluppato in ambiente MATLAB con lo stesso stile del modello del reattore

TRIGA dell’ENEA

- Risposta alle radiazioni di dispositivi elettronici

Il gruppo CMS di Pavia (Dipartimento di Fisica e INFN) ha avviato una serie di misure presso

il LENA sull’elettronica di front-end utilizzata dal rivelatore di muoni dell'esperimento CMS

(Compact Muon Spectrometer) del CERN (Centro Europeo per la Ricerca Nucleare). Lo scopo

è quello di comprendere la vita media e il comportamento del front-end dei rivelatori sottoposti

a flusso elevato radiazioni, in particolare in vista del futuro upgrade del rivelatore.

- Danni da radiazioni

Il LENA fa parte del progetto INFN SPES (Selective Production of Exotic Species, sezione di

Pavia), come facility di irraggiamento ove poter testare alcuni dei materiali destinati al progetto.

Anche in ambito aerospaziale, il LENA ha recentemente firmato con una azienda del settore,

un contratto di ricerca al fine di stimare il danno da radiazione (in termini di dose) su alcuni tipi

di propellenti plastici per nuovi sistemi innovativi di de-orbiting satellitare. Sebbene l’ambiente

spaziale sia molto particolare, in termini di radiazione (sia per tipo di componente che per

spettro energetico), il LENA offre una serie di strutture sperimentali e competenze con le quali

è possibile effettuare studi preliminari per progetti all’avanguardia.





- Analisi Ambientali

Misurazioni ambientali, consulenza in radioprotezione e ricerche nel campo della radioattività

naturale ed artificiale sono servizi forniti quotidianamente da LENA. I servizi sono eseguiti sia

come monitoraggio di siti nucleari anche in affiancamento a istituzioni nazionali o aziende

private. Le principali aree di interesse sono: gestione dei rifiuti, inclusi i rifiuti radioattivi;

bonifica e ripristino ambientale, prodotti agricoli e alimentari, certificazione dei materiali da

costruzione, monitoraggio delle acque e percolato, radioattività in aria.

Il laboratorio LENA partecipa con successo ogni anno ad interconfronti in una rete di laboratori

internazionali promossi dalla IAEA, con l'obiettivo di rafforzare la competenza e l'affidabilità

dei laboratori partecipanti.

5. Il reattore di ricerca di Pavia in ambito internazionale L'IAEA promuove la creazione di reti, coalizioni e collaborazioni internazionali per migliorare

l'utilizzo dei reattori di ricerca in termini di efficienza e sostenibilità . Il concetto di

coalizione/network consiste nel mettere in atto forme di cooperazione fra gli operatori dei

reattori di ricerca, tra gli enti utilizzatori del reattore e altri soggetti interessati. In questo

contesto, il LENA è presente nel Mediterranean Research Reactor Network (MRRN) creato

dalla IAEA e nel Global Research Reactor TRIGA Network (GTRRN). Il GTRRN ha messo a

disposizione degli utenti un sito di promozione ed informazione: http://www.ctf-

homepage.de/TRIGA/index.html .

I Coordinate Research Projects (CRP) promossi dalla IAEA sono un altro aspetto importante

nel campo della cooperazione internazionale e la condivisione delle conoscenze. Il LENA è

coinvolto in due CRP.

- “Accelerator-based alternatives to Non-HEU Production of Mo-99/Tc-99m” con l'Area

di Radiochimica di Pavia

- Piu incentrato sugli aspetti di gestione in sicurezza del reattore è il CRP che verte

sull’applicazione di tecniche di manutenzione avanzata sviluppate attraverso tecniche

di monitoraggio online dei sistemi, con l’obbiettivo dell’esercizio dell’impianto con

sempre più elevati standard di affidabilità e sicurezza. Le attività coinvolgono in parte

anche il dipartimento di ingegneria elettrica di Pavia, con il quale si stanno studiando

particolari metodologie di diagnostica sui sistemi ausiliari del reattore.

A metà del 2013, il LENA ha ospitato la missione OMARR (Operation & Maintenance

Assesment for Research Reactors) con esperti della IAEA e di altri impianti simili, per quanto

riguarda attività di peer-review sugli aspetti di dell’esercizio e manutenzione del reattore. E’

stata una missione “apripista” per un piccolo reattore di ricerca di dimensioni come LENA,

offrendo la possibilità di valutare i processi operativi e di manutenzione e di condividere

molteplici esperienze. Sulla base dei risultati positivi della missione di cui sopra, il LENA ha

ricevuto un ulteriore missione IAEA (INSARR, Integrated Safety & Assesment for Research

Reactors) sulla valutazione della sicurezza integrata per reattori di ricerca. Tale missione mirava

a valutare l'impianto dal punto di vista della sicurezza nucleare, con l'obiettivo generale di

migliorare continuamente l'efficienza e l'efficacia delle tutti i processi legati alla gestione della

sicurezza della struttura. A dicembre 2015 è prevista la rivalutazione delle attività svolte

con il secondo audit previsto dalla attività INSARR.

http://www.ctf-homepage.de/TRIGA/index.html

http://www.ctf-homepage.de/TRIGA/index.html





6. Istruzione e formazione Il settore nucleare (industria, autorità governative, organizzazioni di Ricerca e Sviluppo e le

istituzioni educative) ha la costante necessità di personale altamente qualificato. Elevati

standard di prestazione sono attesi per la forza lavoro impiegata in questo settore e la loro

specializzazione è una questione fondamentale per garantire e mantenere livelli di efficienza e

di sicurezza elevata. L’ Università di Pavia, grazie alla profonda esperienza maturata in quasi

cinquanta anni di funzionamento del reattore e al contesto accademico in cui si è operato, è in

grado di offrire una vasta gamma di programmi di istruzione e formazione, a livello nazionale

ed internazionale, che coprono la maggior parte dei temi legati al settore nucleare: dalla cultura

della sicurezza e radioprotezione alla manutenzione di un reattore di ricerca, alla gestione

qualità. I corsi di formazione sono tenuti da tecnici altamente qualificati del LENA, o da docenti

dell'Università di Pavia, o sono una parte del percorso formativo di altre Università o istituzioni

che contribuiscono a corsi di Ingegneria Nucleare, Fisica, Master internazionali con tematiche

quali la fisica dei reattori, radiochimica, la radioprotezione e strumentazione e misure nucleari.

La figura 6 mostra lo schema delle attività presenti.

Fig.6 Istruzione e formazione (schema)

Nell'anno accademico 2012/2013, ad esempio, il laboratorio ha ospitato la parte pratica dei

seguenti corsi:

Tirocinio teorico-pratico sull' esercizio dell'impianto per rappresentanti dell'Ente di

Controllo Giordano nell’ambito di un progetto finanziato EU svolto in cooperazione tra

LENA e soggetti privati (NSC Project JO3.01/10-JO/RA/02) “Provision of assistance

related to developing and strengthening the capabilities of Jordan Nuclear Regulatory

Commission (JNRC)

Radiochimica (Università di Pavia)

Ingegneria Nucleare (Politecnico di Milano): esercitazioni pratiche di cinetica e

controllo del reattore.

Corso “Cellular Radiobiologiy” (Università di Pavia): panoramica sulla struttura e il suo

utilizzo

Lezioni di fisica dei neutroni per il corso di Radiobiologia (Dipartimento di Fisica)

Master in Adroterapia (organizzato dalla Fondazione CNAO - Centro Nazionale di

Adroterapia Oncologica): vari argomenti legati alla fisica dei neutroni e loro

applicazioni.

Corso di Radiobiologia DOREMI/ Euratom/UniPV (Dipartimento di Fisica)

IUSS Master in NUCLEAR AND IONIZING RADIATION TECHNOLOGIES

Segue il dettaglio delle attività che sarà anche inserito nella prossima pubblicazione del "IAEA

Compendium on Research Reactors Utilization for Higher Education Programmes”:

E d u c a t i o n a l a c t i v i t i e s

Academic level

MastersPost

graduation courses

Graduation thesis

University courses

Professionals

Private companies

Governative institutions

National and foreign

institutions





a. Simulations in biomedical physics

Course details

Affiliation Physics Department, University of Pavia

Course ECTS credits/(credits for Lab activities) 6 (1)

Average attendance, in students per year 10

Course duration /(lab activities duration) in wall-clock hours 48/(8)

Professor(s) Prof. S. Bortolussi, F. Ballarini

b. Experimental Nuclear Reactor Kinetics

Course details

Affiliation Politecnico of Milan

Course ECTS credits/(credits for Lab activities) 5



Professor(s) Prof. A. Cammi

c. Ionizing Radiation Laboratory

Course details



Average attendance, in students per year 6-8

Course duration /(lab activities duration) in wall-clock hours -/(60)

Professor(s) Prof. A. De Bari

d. Radiochemistry laboratory

Course details

Affiliation Dep. Of Chemistry - University of Pavia

Course ECTS credits/(credits for Lab activities) 6(1)



Professor(s) Prof. M.Oddone

e. Radiobiology and Radiation Biophysics

Course details



Average attendance, in students per year 10 + 15 from the international course


Professor(s) Prof. A. Ottolenghi (Physics Dept.) + Dr D. Alloni (LENA), Giorgio Baiocco et al for the DoReMi international course





f. Radioactivity Course

Course details


Course ECTS credits/(credits for Lab activities) 6(1)



Professor(s) Prof. P.Salvini

g. Distant learning activities, internet reactor

Grazie alla recente implementazione di un sistema online per il monitoraggio e l’acquisizione

dei dati di funzionamento, è stato possibile organizzare delle attività di training a distanza

comunemente chiamate “internet reactor”, dove gli studenti possono assistere da remoto alle

attività di un relae reattore in esercizio (ad esempio esercitazioni che riguardano lo start-up,

shutdown, calibrazione di potenza, calibrazione delle barre di controllo, ecc.)

L’attività viene svolta fornendo una webpage dedicata dove una “Virtual Operator Console” è

riprodotta (Figura 7). Un sistema audio/video permette la necessaria interazione fra studenti,

professore e gli operatori del LENA dando spazio a spiegazioni step-by-step, discussioni e

domande (Figure 8). Al termine delle attività i dati acquisiti dal sitema sono forniti off-line per

le future valutazioni ed analisi. Un progetto pilota è partito nel 2014 in collaborazione con

l’Università di Bologna.

Figura 7 – Screenshot of Virtual Operator Console

Figura 8– Classroom at the University of Bologna

Nel campo della formazione è inclusa anche la preparazione (tirocinio) per i candidati all'esame

per l’abilitazione professionale di Esperto Qualificato.





Oltre alle attività sopra descritte rivolte a studenti universitari e professionisti, da molti anni, il

LENA offre visite guidate al reattore. Questa attività si rivolge in particolare agli studenti delle

scuole superiori, al fine di promuovere la cultura nucleare e di fornire informazioni tecnico-

scientifiche a coloro che andranno a scegliere una istruzione superiore nel settore nucleare. Il

numero medio di visitatori all'anno è di circa 1500 studenti con attività didattiche per circa 200

ore/anno. In particolare, con il Comune di Pavia, il LENA è inserito nella Rete Cittadinanza

Attiva. Obiettivo condiviso del progetto è quello di fornire agli studenti delle scuole primarie

e secondarie di primo grado statali e paritarie le giuste coordinate per la conoscenza e

consapevolezza del territorio grazie alle diverse visite guidate e approfondimenti in classe. Il

Protocollo, che ha durata biennale, coinvolge 24 enti e la maggior parte degli istituti scolastici

di Pavia aderenti per un totale di 34 percorsi.

7. Conclusioni In conclusione si può affermare che il reattore TRIGA MKII installato presso il Centro LENA

dell’Univesità degli Studi di Pavia è, dal punto di vista di progetto, da considerarsi ancora

attuale e corrispondente alle esigenze di Ricerca Applicata ed a quelle Formative. Tali

considerazioni, largamente condivise in ambito internazionale, ne fanno uno strumento ideale

ed indispensabile per il mantenimento di una cultura nucleare. Queste affermazioni trovano

riscontro nel rinnovamneto effettuato da impianti analoghi per età e caratteristiche, vedasi

l’Università di Vienna e Mainz, per le dichiarazioni del Department of Energy (DOE) che sta

considerando di farsi promotore e finanziatore di un ripristino della produzione del

combustibile TRIGA. Conferma di quanto affermato è la dimostrazione di interesse a livello

mondiale per una fornitura globale di circa 600 nuovi elementi di combustibile.

In particolare per il reattore installato a Pavia si può affermare che è stato mantenuto negli anni

in piena efficenza ed è stato continuamente aggiornato secondo le ultime linee guida sulla tenuta

in sicurezza delgi impanti. Il combustibile presente presso l’impianto è sufficente per prevedere

ancora un lungo periodo di funzionamento alle condizioni attuali.

Si ringrazia tutto il personale del LENA per il continuo impegno dimostrato nell’esercizio e

conduzione dell’impianto e nel fornire i dati sopra riportati.

(Dr. A. Salvini, Direttore LENA) 1.lena.unipv.it/wp-content/pdf/relazione 50 presentazione.pdf ·...

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